4.4 Основное оборудование отечественных аэс

Как и для любой отрасли энергетики, общей тенденцией развития основного оборудования АЭС является его укрупнение. Это позволяет создавать АЭС большой мощности. Кроме того, укрупнение оборудования позволяет сократить удельные затраты труда и материалов, т. е. за­траты, отнесенные к 1 кВт установленной мощности, при изготовлении и монтаже оборудования. В связи с этим рост единичных мощностей ос­новных агрегатов и мощностей АЭС в целом является магистральным путем развития ядерной энергетики, позволяющим обеспечить запла­нированные темпы роста выработки электроэнергии.

4.4.1 Основное оборудование аэс с реакторами ввэр

Среди реакторов водо-водяного типа к числу наиболее освоенных у нас в стране относятся реакторы ВВЭР-440. В последние годы основными становятся блоки с реакторами ВВЭР-1000. Схема расположения основного оборудования первого контура реактора ВВЭР-1000 показа­на на рис. 4.2. В состав реакторной установки входит сам реактор и глав­ный циркуляционный контур (ГЦК), состоящий из 4 петель. Каждая петля включает в себя главный циркуляционный трубопровод Ду-800, парогенератор (ПГ) и главный циркуляционный насос (ГЦН). Ту часть петли, по которой теплоноситель поступает из реактора в парогенератор, называют ’’горячей” ниткой, а ту, по которой возвращается в реактор,- ’’холодной”. ГЦН устанавливается на ’’холодной” нитке. На блоках с ВВЭР-440 и на головном блоке с ВВЭР-1 ООО имеется возможность отклю­чения петель от реактора главными запорными задвижками (ГЗЗ). На серийных блоках с ВВЭР-1000 ГЗЗ отсутствуют.

Р ис.4.2 Компоновка АЭС с реактором ВВЭР-1000:

1 – турбинное отделение, 2 – обстройка герметичной защитной оболочки, 3 – защитная герметичная оболочка, 4 – компенсатор объема, 5 – реактор с бассейном перегрузки, 6 – венттруба, 7 – мостовой полноповоротный кран, 8 – парогенератор, 9 – электродвигатель ГЦН, 10 – бассейн выдержки, 11 – транспортно-технологическая часть, 12 – гидроаккумулирующие емкости, 13 – подогреватель высокого давления (ПВД), 14 – питательные турбонасосы, 15 – деаэратор, 16 – подогреватель низкого давления (ПНД), 17 – въездные пути, 18 – возбудитель электрогенератора, 19 – электрогенератор, 20 – цилиндр низкого давления (ЦНД), 21 – цилиндр среднего давления (ЦСД), 22 – сепаратор-промперегреватель (СПП)

Увеличение единичной мощности реакторных установок типа ВВЭР показано в табл. 4.1. Из этой таблицы видно, что рост единичной мощнос­ти реактора достигнут не только за счет увеличения диаметра корпуса и соответственно увеличения размеров активной зоны, но и за счет повы­шения средних значений удельной плотности теплового потока. Это до­стигается увеличением скорости воды в активной зоне.

Корпус реактора сварен из нескольких толстостенных цилиндричес­ких обечаек и сферического днища. Толщина корпуса определяется тем давлением, которое он должен выдерживать. Чем выше давление внут­ри реактора, тем выше будут параметры пара на выходе из парогенератора, тем выше тепловая экономичность АЭС.

Современная технология производства корпу­сов реакторов позволяет изготовлять корпу­са, выдерживающие давление до 16 МПа.

Сферическая крышка реактора конструк­тивно совмещена с чехлами, в которые уста­навливаются приводы системы управления и защиты (СУЗ), и называется верхним блоком реактора.

К внутрикорпусным устройствам (ВКУ) реак­тора ВВЭР-440 относятся: блок защитных труб (БЗТ), корзи­на, активная зона, экран и шахта с днищем. Корзина служит для размещения в ней актив­ной зоны, собранной из ТВС. Каждая ТВС состоит из стержневых твэлов диаметром 9,1 мм, в каждом из которых в герметичной цилиндрической оболочке из циркониевых сплавов содержится ядерное топливо в виде таблеток из двуокиси урана. В задачу БЗТ входит удержание ТВС от всплытия под дей­ствием потока теплоносителя, поступающего снизу, и защита от повреждения при переме­щении вверх-вниз кассет или сборок автоматического регулирования и компенсации реак­тивности (АРК).

Таблица 4.1

Основные характеристики АЭС с реакторами ВВЭР

Выемная шахта необходима для организа­ции потока теплоносителя через реактор сни­зу вверх. Теплоноситель из ГЦК поступает в реактор через нижние (холодные) патрубки в зазор между стенкой шахты и корпусом 'реактора и, охлаждая его, направляется вниз.

Там он, пройдя через отверстия в днище шах­ты, попадает в нижнюю камеру смешения, а затем направляется вверх к активной зоне. Проходя через тепловыделяющие сборки активной зоны, теплоноситель омывает твэлы, отбирая от них тепло, выделяющееся в результате деления урана. Подогретый теплоноситель про ходит через БЗТ в верхнюю камеру смешения и выхо­дит из реактора через верхние (горячие) патрубки, затем, пройдя по главному циркуляционному трубопроводу в парогенератор, передает там тепло второму контуру.

На первых АЭС с ВВЭР применялись бессальниковые ГЦН, имевшие такие недостатки, как высокая стоимость, низкий КПД и др. На АЭС с ВВЭР-1000 их сменили ГЦН-195, которые имеют механическое уплотнение вала и более высокую производительность. Недопустимость утечки из насоса во внешнюю среду радиоактивной воды — одно из основ­ных требований, предъявляемых к ГЦН. Насосы с механическим уплот­нением вала обеспечивают ограниченные и довольно стабильные утечки, контролируемые во время эксплуатации. Насосы устанавливают на шаро­вых опорах, что позволяет им перемещаться при температурных расшире­ниях главного циркуляционного трубопровода. ГЦН-195 имеет маховик на валу электродвигателя, который позволяет ему при прекращении электропитания в течение 30 с обеспечивать циркуляцию теплоносителя с расходом, достаточным для нормального охлаждения активной зоны. Другими словами, инерция маховика в такой аварийной ситуации, какой является отключение электропитания ГЦН, позволяет избежать перерыва в циркуляции теплоносителя через активную зону и нарушения целост­ности оболочек твэлов из-за перегрева. В течение же 30 с должно быть восстановлено электропитание ГЦН или подключена система аварийно­го охлаждения зоны (САОЗ).

На АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 установлены парогенераторы (ПГ) горизонтального типа, представляющие собой цилиндрические сосуды диаметром более 3 и длиной 12 — 15 м. Теплоноситель поступает в ПГ снизу через горячий коллектор и выходит из него через холодный кол­лектор. От горячего коллектора к холодному теплоноситель проходит через систему трубок (трубчатку). На ВВЭР-440 таких трубок в каждом ПГ более 5 тыс., диаметр 16 мм. На ВВЭР-1000 число трубок в каждом ПГ увеличено в 3 раза, а диаметр уменьшен до 12 мм.

Доступ для контроля металла в местах вварки трубой в коллекторы и для заглушивания трубок, ставших в ходе эксплуатации негерметич­ными, осуществляется сверху через люки в коллекторах, закрываемые крышками. В проекте АЭС для выполнения таких работ дистанционно, чтобы не подвергать облучению персонал, предусмотрено специальное оборудование. Доступ в ПГ для контроля состояния трубчатки и сварных швов коллекторов со стороны второго контура осуществляется через люк, расположенный в торцевой части ПГ.

В систему первого контура АЭС с реакторами ВВЭР входит также компенсатор объема (КО), предназначенный для компенсации темпе­ратурных изменений объема теплоносителя. КО подключается к одной из петель ГЦК в его неотключаемой части как можно ближе к реактору. ’’Паровая подушка” в компенсаторе объема держит под рабочим давле­нием всю реакторную установку, поэтому КО называют еще компенса­тором давления. В нижней части КО, где при всех режимах работы име­ется вода, установлены электрические нагреватели. Часть нагревателей находится постоянно в работе для возмещения тепловых потерь, а ос­тальные включаются по команде регулятора давления. Система компенсации объема используется также для создания давления при пуске и ограничения отклонений давления в аварийных режимах. Минимальное начальное давление в КО создается азотом.

Сброс пара из парового объема КО осуществляется через предохранительные клапаны (ПК). Из-за радиоактивности пара выброс его в атмосферу недопустим, поэтому он поступает под воду в барботер (или барботажный бак), вода из которого по мере необходимости сливается в баки ’’грязного” конденсата. Из общего объема барботера вода занимает примерно 2/3 части. Проходя через эту воду (барботируя), пар попадает в верхнюю (паровую) часть барботера, куда подается азот для предотвращения образования гремучей смеси. Вся эта газовая смесь поступает на фильтры спецгазоочистки (СГО) и только после этого направ­ляется в вентиляционную трубу.

Корпус реактора находится под воздействием нейтронного потока и требует периодического контроля состояния металла корпуса и сварных швов. На первых реакторах типа ВВЭР возможность такого контроля отсутствовала, в современных конструкциях такая возможность предусмотрена: между сухой защитой и корпусом реактора имеется свободное пространство с шириной сечения 720 мм.

Для пуска, нормальной и аварийной остановки реактора, перехода с одного уровня мощности на другой и поддержания заданного уровня мощности служит система управления и защиты реактора (СУЗ). СУЗ стоит из компенсирующих, регулирующих и аварийных стержней.

Компенсирующие стержни служат для компенсации избыточной реактивности, регулирующие поддерживают мощность постоянной или меняют ее по заданию оператора, а стержни аварийной защиты (АЗ) обеспечивают быстрое прекращение реакции деления (остановку реактора) при наступлении аварийной ситуации. Так как механизмы воздействия на реактивность всех стержней одинаковы, во многих случаях их функции объединяются. В качестве материала, поглощающего нейтроны, в стержнях СУЗ используется бор. В реакторах типа ВВЭР вещество, поглощающее нейтроны, добавляют в теплоноситель. Таким веществом является раствор борной кислоты. Борное регулирование позволяет существенно уменьшить количество органов СУЗ и обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности, связанных в основном с выгоранием топлива и изменением его изотопного состава.

На каждом блоке АЭС с реактором ВВЭР-440 установлено по две тур­бины К-220-44 мощностью 220 МВт каждая. На головном блоке с реактором ВВЭР-1000 установлены две турбины по 500 МВт (V блок НВАЭС). На серийных блоках АЭС с ВВЭР-1000 устанавливается по одной турбине мощностью 1000 МВт.