Глава 4 Конструкция ввэр-440

Ядерное топливо для реакторов ВВЭР-440

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-440 - это реактор под давлением, в котором вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов.

Топливо для реакторов ВВЭР-440 изготавливается и поставляется в виде тепловыделяющих сборок, которые предназначены для генерирования тепловой энергии и передачи ее потоку теплоносителя — воды в активной зоне (A3) реактора ВВЭР-440. A3 ВВЭР-440 состоит из ТВС и кассет системы управления и защиты (СУЗ), содержащих топливную часть и поглощающую надставку. ТВС в процессе эксплуатации в реакторе установлена неподвижно. Она состоит из стержневых тепловыделяющих элементов, дистанционирующих решеток, чехла, головки и хвостовика. Конструкция топливной части кассет СУЗ подобна конструкции ТВС, но отличается устройством головки и хвостовика.

Имеются широкие возможности вариации топливного цикла при работе реакторов ВВЭР-440:

I — УСОВЕРШЕНСТВОВАННЫЙ ТРЕХГОДИЧНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ.

При использовании этого цикла возможна работа реактора в режиме еженедельных маневров мощности (в диапазоне 70-105 % от номинальной);

II — ЧЕТЫРЕХГОДИЧНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ позволяет получить более существенный выигрыш как в значениях показателей расхода урана, так и в количестве изготавливаемых, транспортируемых и хранимых ТВС. При этом также возможна работа в режиме еженедельного маневрирования мощности;

III — ЧЕТЫРЕХГОДИЧНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ ПРИ РАБОТЕ

РЕАКТОРА НА МОЩНОСТИ 105% следует рассматривать как свидетельство возможности организации эксплуатации A3 с повышенным коэффициентом использования мощности, что может существенно улучшить экономические показатели работы блока;

IV — ПЯТИГОДИЧНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ позволяет по сравнению с четырехгодичным циклом получить дополнительное снижение эффективного расхода естественного урана и количества изготавливаемых, транспортируемых и хранимых ТВС; Этот цикл позволяет использовать уран-гадолиниевое топливо;

V — топливный цикл с перегрузками через 18 месяцев. Практической реализации пока не имеет и требует обязательного использования выгорающих поглотителей.

С 2002 года для блоков второй очереди (В-213) реакторов ВВЭР-440 ОАО «МСЗ» выпускает ТВС II-го поколения. Наряду с надёжностью эти кассеты позволяют повысить мощность реакторов ВВЭР-440 на 5-8%, что и осуществляется в настоящее время на АЭС Чехии, Словакии, Венгрии, России (Кольская АЭС). Для блоков I-ой очереди (типа В-230), начиная с 2005 года ОАО «МСЗ» выпускает, т.н. «вибропрочные» ТВС I-го поколения. Эти ТВС характеризуются повышенной надёжностью. В 2010 году для 4-го блока Кольской АЭС были изготовлены и установлены на опытно-промышленную эксплуатацию 12 РК третьего поколения – бесчехловая каркасная конструкция с увеличенной загрузкой в 6-ти годичном топливном цикле в течение 7 лет

Система аварийного охлаждения активной зоны

     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.      Основными критериями обеспечения аварийного расхолаживания являются:

 исключение плавления оболочек твэлов при разрывах трубопроводов первого контура, включая мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода;

 создание и поддержание подкритичности активной зоны реактора;

 обеспечение послеаварийного расхолаживания реактора.

     Типовая система аварийного охлаждения активной зоны состоит из двух узлов: пассивного и активного. Пассивный узел предназначается для первоначального быстрого залива активной зоны водой с добавкой борной кислоты при разрыве трубопровода первого контура, который приводит к быстрому падению давления и обезвоживанию активной зоны. В него входят емкости САОЗ, соединенные трубопроводами с корпусом реактора. Одна половина из них сообщается с выходом активной зоны, другая-с входом в активную зону. На каждом трубопроводе от емкости к реактору устанавливаются две нормально открытые быстрозапорные задвижки, исключающие попадание азота из емкости в реактор при срабатывании системы, и два обратных клапана, отсекающих емкости САОЗ от реактора в процессе нормальной эксплуатации.      Активный узел САОЗ состоит из двух независимых контуров: аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора.      Контур аварийного расхолаживания реактора предназначен для расхолаживания реактора после отработки пассивного узла САОЗ. Кроме того, этот контур используется для планового расхолаживания реактора по схеме:      реактор → теплообменник расхолаживания → насос → реактор.      Контур аварийного расхолаживания включает насосы и теплообменники аварийного расхолаживания, трубопроводы и арматуру. Всас насосов соответствующей перекладкой арматуры может подключаться к трем точкам: к баку аварийного запаса раствора бора, к приямку реакторного помещения и к "горячему" трубопроводу неотключаемой от реактора части контура. В аварийном режиме контур осуществляет подачу воды в реактор над и под активную зону из бака аварийного запаса раствора бора, а после опустошения бака переходит на работу по схеме:      реактор → приямок реакторного помещения → теплообменник расхолаживания → насос → реактор.      Контур аварийного впрыска бора предназначен для создания и поддержания подкритичности активной зоны, а также подпитки при аварийном расхолаживании. А в его состав входят насосы аварийного впрыска бора, бак запаса концентрированного раствора бора, трубопроводы и арматура.

Система очистки теплоносителя - "совокупность устройств ядерного реактора, предназначенная для поддержания водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях ограничения наращивания активности долгоживущих изотопов, примесей, исключения возможности образования пробок от окислов и других химических соединений, возникающих и переносимых в теплоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопередачи". Несмотря на применение в первом контуре коррозионно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в теплоноситель переходят Продукты коррозии, которую удается регулировать соответствующим подбором водно-химического режима. Применение борного регулирования интенсифицирует процесс коррозии. Источником примесей в первом контуре является также вода первичного заполнения и подпиточная вода, содержащие определенное количество солей, а также случайные загрязнения, попадающие в контур в процессе монтажа и ремонта.      Система очистки, как правило, включает: циркуляционный бессальниковый центробежный насос производительностью 10-14 кг/с и напором 1,2-1,5 МПа, теплообменник-холодильник ионообменных фильтров, катионитовый и анионитовый фильтры, трубопроводы и арматуру. Вода отбирается на очистку с напора и циркуляционным насосом системы подается в теплообменник, обеспечивающий нормальную работу фильтров. Охлажденная вода поступает последовательно на катионитовый, а затем на анионитовый фильтры и возвращается в реактор.

Система управления и контроля

     Регулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000).      На энергоблоке  с реактором ВВЭР-440 к кассетам-поглотителям снизу присоединены топливные части, аналогичные по конструкции тепловыделяющим сборкам. На энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 регулирование производится кластерными пучками, т.е. стержни с поглотителем в количестве 12 штук вводятся непосредственно в тепловыделяющие сборки.      Управление энергоблоками АЭС предусматривает централизованный контроль и дистанционное управление основными технологическими процессами, автоматическое регулирование, осуществляемое по принципу автономных регуляторов, местный контроль и управление вспомогательными системами.      Контроль за параметрами первого и второго контуров реакторных установок осуществляется с блочных щитов управления, на которых сосредоточены приборы, измеряющие температуру воды на выходе из тепловыделяющих сборок, температуру воды первого контура, температуру питательной воды второго контура, давление воды первого контура, давление насыщенного пара во втором контуре, расход воды в первом контуре, расход воды и пара во втором контуре, плотность нейтронного потока при подъеме мощности и в процессе работы реактора, электрические параметры генераторов и т.д. Для обобщения информации о работе технологического оборудования АЭС на энергоблоках № 3 и 4 используются системы отображения технологической информации (СОТИ). Контроль и управление энергоблоком № 5 осуществляются с помощью вычислительной системы "Комплекс-Уран В" и автоматизированной системы АСУТ-500.

Реакторные установки с реактором ВВЭР-440

Существует 3 проекта реакторных установок на ВВЭР-440, отличающиеся, в основном, компоновками аппаратных отделений и системами безопасности. Кроме того, проект В-270 разрабатывался с учётом сейсмичности площадки строительства.