ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?

АЭС С ВОДО-ВОДЯНЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ РЕАКТОРАМИ



 

Водо-водяные энергетические реакторы получили наибольшее распространение из-за своей компактности и относительно простой и надежной конструкции. В настоящее время на АЭС применяют реак­торы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Принципиальная технологическая схема блока АЭС с реактором ВВЭР-440 показана на рис. 1. Тепловая схема блока — двухконтурная. Обычная некипящая вода, используемая в качестве тепло­носителя и замедлителя, циркулирует под давлением 7—16 МПа (в зависимости от типа реактора), создаваемым главным циркуля­ционным насосом (ЩН) 3, в результате этого осуществляется пере­нос тепловой энергии от реактора 1 к парогенератору 4. Высокое давление теплоносителя возможно только при размещении актив­ной зоны реактора внутри защитного стального корпуса.

Для повышения надежности и безопасности работы АЭС тепло-отвод от активной зоны реактора выполняют в виде нескольких са­мостоятельных циркуляционных петель. Например, первый радио­активный контур реактора ВВЭР-440 имеет шесть петель. Увеличе­ние числа циркуляционных петель усложняет конструкцию, техно­логическую схему и создает трудности в эксплуатации, следователь­но, увеличиваются капитальные вложения в установку. Более пер­спективной является четырехпетлевая схема охлаждения реактора ВВЭР-1000.

Первый радиоактивный контур помимо циркуляционного конту­ра имеет вспомогательные системы: компенсации температурных изменений объема теплоносителя, его подпитки и очистки; охлаж­дения бассейна перегрузки и выдержки; управления и защиты ре­актора; борного регулирования; аварийного расхолаживания реак­тора и снижения давления в защитной оболочке; дегазации тепло­носителя и снижения взрывоопасной концентрации водорода.

Использование ГЦН с большими маховыми массами позволяет перейти на режим естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре при потере питания в системе собственных нужд (СН) стан­ции, так как увеличивается время выбега агрегата и не обязательно использовать энергию выбега турбогенераторов.

Для поддержания постоянного давления в первом контуре реак­тора в стационарных и переходных режимах применяют паровой компенсатор 2, в водяном объеме которого находятся электронагрева­тели, создающие паровую подушку и поддерживающие соответст­вующую температуру воды Регулировочная группа электронагре­вателей предотвращает вскипание теплоносителя при потере пита­ния в системе СН станции, поэтому требует бесперебойного элект­роснабжения. Компенсатор подключают к одной из циркуляцион­ных петель до главной запорной задвижки 5.

Система очистки теплоносителя и возвращения его в контур цир­куляции включает регенеративный теплообменник 6, доохладитель продувки 7 и фильтровальную группу 8. Так как в фильтрах напол­нителями являются органические смолы, работающие при 60°С, продувочная вода в элементах 6 и 7 охлаждается до 45—50 °С.

Восполнение потерь теплоносителя первого контура и поддержа­ние заданного водного режима осуществляются из деаэратора 10 подпиточными насосами 9, требующими повышенной надежности электроснабжения, производительность которых должна быть в не­сколько раз выше производительности рабочих насосов. Степень надежности электроснабжения аварийных насосов такая же, как и рабочих.

Для хранения и выдержки отработавших в реакторе тепловыде­ляющих элементов (ТВЭЛов) предназначена система ох­лаждения бассейна перегрузки и выдержки, включающая в себя теплообменник и насос контура расхола­живания, к электроснабжению которого предъявляют повышенные требования. Температура воды в бассейне перегрузки и выдержки не должна превышать 60 °С

Одной из важнейших является система управления и защиты реактора (СУЗ), которая обеспечивает его пуск, вывод на определенный режим работы и поддержание заданного ре­жима по мощности, а также выравнивание полей энерговыделения по объему активной зоны и аварийный останов (защиту). Электро­привод механизмов этой системы требует особо надежного питания

Система управления и защиты реактора имеет две независимые друг от друга части, основанные на разных принципах действия: систему механических органов (кассеты СУЗ) и систему борногорегулирования.

Система механических органов СУЗ обеспечивает ввод отрица­тельной реактивности в реактор при аварийных режимах. Кассета СУЗ для реактора ВВЭР-440 состоит из поглотителя (верхняя часть) и ядерного топлива (нижняя часть) При взведении кассеты СУЗ по­глотитель извлекается из активной зоны, а его место занимает топ­ливная часть. Внутри шестигранного чехла поглотителя СУЗ раз­мещены вкладыши из борированной стали, поглощающие тепловые нейтроны. Наличие воды внутри поглотителя обеспечивает непро­зрачность для быстрых нейтронов, а сам поглотитель СУЗ является ловушкой для них. Быстрые нейтроны замедляются в воде и погло­щаются бором, тепловые при прохождении

замедляются в воде и поглощаются в борированных вкладышах. При извлечении поглоти­теля из активной зоны эффективность поглощения нейтронов шести­гранной водяной полостью составляет 70 % от эффективности по­глотителя СУЗ. Это свойство поглощения используют при пере­грузке топлива.

Эффективность кассет СУЗ зависит от их местоположения в ак­тивной золе, температуры активной зоны и концентрации борной кислоты в реакторе.

Механическая система управления и защиты ВВЭР-1000 вклю­чает в се£я 109 приводов, каждый из которых способен перемещать пучок (кластер), состоящий из 12 стержней — поглотителей, внут­ри кассеты в пределах активной зоны. Приводы СУЗ, объединенные в группы, перемещают кластеры одновременно.

Борная кислота вводится в теплоноситель для равномерного рас­пределения поглотителя в активной зоне. Уменьшение неравномер­ности энерговыделения обусловленно тем, что раствор борной кислоты изменяет нейтронно-физические характеристики активной зоны, в то время как поглощающие стержни действуют преиму­щественно на ближайшие части зоны.

Медленные изменения реактивности (выгорание топлива) ком­пенсируются изменением концентрации раствора борной кислоты в теплоносителе. Для аварийных ситуаций предусмотрена быстро­действующая система аварийного впрыска бора.

Таким образом, система борного регулирования в ВВЭР обес­печивает компенсацию медленных изменений реактивности, а систе­ма механических органов управления — регулирование мощности реактора в нестационарных режимах и компенсацию реактивности при плановых и аварийных остановах.

Система аварийного охлаждения актив­ной зоны (САОЗ), предназначенная для подачи в нее раствора бора при разуплотнениях циркуляционной системы, состоит из пассивной и активной частей.

Пассивная часть (система залива) включает в себя две группы гидроаккумуляторов, производительность которых достаточна для предотвращения расплавления оболочек ТВЭЛов и создания запа­са времени для включения в работу активной части (системы впрыска).

Система впрыска имеет три независимые группы, каждая из ко­торых обеспечивает аварийное охлаждение активной зоны и состо­ит из бака аварийного запаса водного раствора бора, аварийных насосов высокого и низкого давления и теплообменника.

Спринклерная система, предназначенная для ох­лаждения и очистки воздуха в боксах при нормальных и послеаварийных режимах, а также для отвода теплоты из помещений ло­кализации аварии, имеет три независимые группы, включающие в себя спринклерный насос. Спринклерные группы получают пи­тание от автономных источников.

Второй контур (нерадиоактивный) выполняют аналогично тех­нологической схеме обычной конденсационной станции (КЭС). Пар из парогенератора 4 поступает в цилиндр высокого давления (ЦВД) 15, а затем через сепаратор-пароперегреватель 16—в цилиндры низ­кого давления (ЦНД) 17 турбины, после чего конденсируется в кон­денсаторе 18. Далее через подогреватели низкого давления вода поступает в деаэратор 22, из которого питательным насосом 23 по­дается в парогенератор 4 через подогреватели высокого давления.

Особенностью второго контура является работа турбины на на­сыщенном паре средних давлений, что приводит к увеличению удель­ного расхода пара, а следовательно, мощностей конденсатных, цир­куляционных и питательных насосов. Поэтому рабочие питательные насосы имеют турбопривод, а пускорезервные и аварийные — элек­тропривод.

Для подачи воды в парогенератор при исчезновении напряжения в системе СН станции аварийные питательные насосы присоединяют к системе надежного питания. Парогенераторы с реакторами ВВЭР представляют собой двухконтурные горизонтальные теплообмен­ники с погруженной поверхностью теплообмена. Сепарационные устройства парогенераторов имеют естественную циркуляцию ра­бочего тела.

На рис. 2 приведен поперечный разрез главного корпуса АЭС с реакторами ВВЭР-1000, на котором показано размещение основного оборудования станции. Ядерное топливо, находящееся в ТВЭЛах, доставляется на станцию в контейнерах / и перегрузочной машиной 3 загружается в активную зону реактора 4. Кассеты с отработав­шими ТВЭЛами помещаются в бассейн 2, где выдерживаются в те­чение определенного времени для снижения радиоактивности горю­чего и материала кассет После этого кассеты в контейнерах выво­зят на перерабатывающие заводы.

В реакторном зале находятся компенсатор объема 5, барбатер 6, дополнительная гидроаккумулирующая емкость 8. Пар от парогене­раторов (на'рисунке не показано) направляется в турбоагрегат 9 ма­шинного зала 10, на нулевой отметке которого размещены регенера­тивные подогреватели 11 Деаэраторы 7 устанавливаются между ре­акторным помещением и турбинным цехом.





Последнее изменение этой страницы: 2017-02-17; Нарушение авторского права страницы

infopedia.su Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Обратная связь - 100.24.113.182 (0.012 с.)