ВВЭР 1000.

Корпус реактора ВВЭР-1000 (см. рис. 2) имеет диаметр 4,5 м и высоту 11 м, сварен из высокопрочной низколегированной углеродистой стали. Активная зона реактора, размещаемая в корпусе, имеет диаметр 3,12 м, высоту 3,55 м. Срок службы ядерного реактора около 25-30 лет и определяется предельно-допустимой дозой нейтронов для корпуса ВВЭР.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 кассет из них с регулирующими стержнями – 61 сборка, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов диаметром 9,1 мм. Равномерно по кассете расположены 18 направляющих трубок. Стенки кассет толщиной 2 мм, как и оболочки ТВЭЛов, выполнены из сплава циркония и 1% ниобия. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведен полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2×0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.
Мощность блока с ВВЭР-1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР-440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём активной зоны в 1,65 раза, удельная мощность активной зоны в 1,3 раза и к. п. д. блока.
Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляет 40 МВт·сут/кг. Общая загрузка ядерным топливом составляет 75 т с 3,4-4,4% обогащением по урану-235.
Ежегодно 1/3 кассет с отработанным топливом подлежит замене на остановленном и разуплотненном реакторе. Извлечение отработавших кассет из реактора производится под водой специальной перегрузочной машиной с дистанционным управлением.
Вес корпуса реактора составляет порядка 330 т.

Ежегодно 1/3 кассет с отработанным топливом подлежит замене на остановленном и разуплотненном реакторе. Извлечение отработавших кассет из реактора производится под водой специальной перегрузочной машиной с дистанционным управлением.
ВВЭР-1000 – двухконтурный (см. рис. 3), в качестве теплоносителя и замедлителя используется обессоленная обычная вода.
Первый контур – радиоактивный – включает в себя реактор и четыре циркуляционные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса (ГЦН), парогенератора и трубопроводов из аустенитной стали. ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной бетонной оболочке, называемой гермообъёмом или контайментом. Она обеспечивает безопасность блока при аварийном разрыве трубопровода первого контура.
Циркуляционные насосы прокачивают воду через активную зону реактора под давлением около 16 МПа, которая отводит тепло от ТВЭЛов и переносит его в парогенератор. Температура воды на выходе из реактора 322 °С. Расход воды через реактор 80000 м3/ч.
Второй контур – нерадиоактивный, состоит из паропроизводящей части парогенераторов, турбины с генератором и вспомогательного оборудования, машинного отделения. В схему второго контура включена бойлерная установка для отопления зданий промплощадки и жилого поселка.
Четыре парогенератора генерируют около 6000 т/ч сухого насыщенного пара с температурой 274°С, который под давлением 6 МПа по трубопроводам второго контура подается к турбинам.
Опыт эксплуатации водо-водяных реакторов показал, что наряду с достоинствами этого типа реакторов, они имеют ряд существенных недостатков:
возможны «протечки» в местах соединений трубопроводов системы охлаждения из-за дефектов конструкционных материалов, а также из-за коррозии в парогенераторе;
возможны нарушения герметичности стержней (ТВЭЛов), а также их перегрев, в результате чего, выделяющийся из воды водород способен взрываться;
не исключается разрыв корпуса реактора из-за огромного давления образовавшегося пара с выбросом радиоактивных продуктов деления.

Рис. 3. Принципиальная схема АЭС с ВВЭР-1000:

  1. реактор;
  2. парогенератор;
  3. главный циркуляционный насос (ГЦН);
  4. турбогенератор;
  5. конденсатор;
  6. питательный насос;
  7. водоем (и потребитель)

Характеристика

ВВЭР-1000

Тепловая мощность реактора, МВт

3000

К. п. д., %

33,0

Давление пара перед турбиной, атм

60,0

Давление в первом контуре, атм

160,0

Температура воды, °С:

 

     на входе в реактор

289

     на выходе из реактора

324

Диаметр активной зоны, м

3,12

Высота активной зоны, м

3,50

Диаметр ТВЭЛа, мм

9,1

Число ТВЭЛов в кассете

312

Загрузка урана, т

66

Среднее обогащение урана, %

3,3—4,4

Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг

40

 

Вперед

Назад

 

Страница обновлена: 27.09.2016