Особенности ввэр 1200 реферат

Обновлено: 05.07.2024

Расчёт ядерной энергетической установки с реактором типа ВВЭР-1200 с увеличенной топливной кампанией. Ключевые показатели и расчётные данные, обосновывающие рентабельность увеличения длительности кампании. T-S диаграмма турбинного цикла в реакторе.

Рубрика	Физика и энергетика
Вид	статья
Язык	русский
Дата добавления	20.08.2018
Размер файла	190,9 K

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Лазарев Д.А.

В данной статье производится анализ и расчёт ядерной энергетической установки с реактором типа ВВЭР-1200 с увеличенной топливной кампанией. Приведены ключевые показатели и расчётные данные, обосновывающие рентабельность увеличения длительности кампании.

Ключевые слова: ядерная энергетика, ВВЭР, кампания, ядерное топливо, ядерный реактор.

Annotation

Lazarev D.A.

This article provides analysis and calculation of nuclear power plant with extended fuel campaign VVER-1200. There are provided main parameters and calculated data substatiating rentability of increasing the duration of fuel campaign.

Keywords: nuclear power, VVER, campaign, nuclear fuel, nuclear reactor.

На сегодняшний день проблемы мирового энергетического обеспечения являются одними из самых важных. Решение данных проблем определяет устойчивое развитие экономики в целом, поскольку позволяет избежать истощения природных, экономических, экологических и социальных ресурсов.

Каждый способ генерирования электроэнергии имеет как свои преимущества, так и недостатки. Однако именно ядерная энергетика обладает рядом черт, которые являются превосходствами относительно других ветвей энергетики [1].

Одной из основных проблем современной ядерной энергетики является улучшении экономических показателей. Одним из важнейших параметров в данном случае выступает выгорание топлива. На текущий момент в реакторах типа ВВЭР достигается среднее выгорание 40-60 МВт*сут/кг [1]. Целью данной работы стало проектирование реакторной установки типа

ВВЭР с увеличенной топливной кампанией. В этих целях будет произведён тепловой и нейтронный расчёт активной зоны реактора [2].

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) - это водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире, и на сегодняшний день являющиеся основой российской ядерной энергетики [3].

ВВЭР является самым распространенным типом легководных реакторов. В ЯЭУ данного типа используется вода в качестве и замедлителя нейтронов, и теплоносителя.

Современные ВВЭР - это установки с двумя контурами. В первом контуре установки используется некипящая вода под давлением. Установленное давление в первом контуре определяет температуру воды на выходе из реактора с учетом некоторого запаса до кипения. Во втором контуре установки происходит генерирование нерадиоактивного насыщенного пара. Далее пар, генерируемый в парогенераторе, поступает в турбину.

В таблице 1 приведены основные параметры ВВЭР-1200.

Таблица 1 - Основные параметры ВВЭР-1200 [1]

Тепловая мощность реактора

Коэффициент использования установленной мощности

Давление генерируемого пара при номинальной нагрузке на выходе из коллектора ПГ

Время нахождения (кампания) топлива в активной зоне

Глубина выгорания топлива максимальная (в стационарном топливном цикле)

До 70 МВт-сут/кгU

Срок службы оборудования РУ

Давление (номинальное) на выходе из активной зоны

Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Температура теплоносителя на входе в активную зону

Максимальный линейный тепловой поток

Расход теплоносителя через реактор

Количество органов регулирования СУЗ

Количество твэлов в твс

Расположение измерительного канала

Паропроизводительность парогенератора в номинальном режиме

Наружный диаметр корпуса парогенератора (центральная часть)

Тип главного циркуляционного насосного агрегата (ГЦНА)

Теплофизический расчёт

В проекте использована для энергоблоков с реактором ВВЭР-1200 турбина К-1200-6,8/25.

T-S диаграмма турбинного цикла в реакторе ВВЭР-1200, на которой отмечены ключевые точки, представлена на рисунке 1.

Определяя параметры (давление, температура, энтальпия, энтропия), в каждой конкретной

точке диаграммы был рассчитан КПД топливного цикла . Тогда тепловая мощность реактора при номинальной электрической мощности 1200 МВт равна:

В таблице 2 приведены характеристики активной зоны реактора ВВЭР-1200.

Таблица 2 - Характеристики активной зоны ВВЭР-1200 [4]

Тепловая мощность , МВт

Температура теплоносителя на входе в АЗ , ?C

Температура теплоносителя на выходе из АЗ , ?C

Давление в первом контуре

Высота активной зоны, м

Коэффициент неравномерности по высоте активной зоны

Коэффициент неравномерности по радиусу активной зоны

Количество ТВС в АЗ, шт

Рисунок 1 - T-S диаграмма турбинного цикла в реакторе ВВЭР-1200 [2] где ag - регенеративный подогрев; gbc - нагрев и испарение в парогенераторе; cd - расширение пара в цилиндрах высокого давления; de - пар отделяется от конденсата в сепараторе; ef - пар поступает в промежуточный пароперегреватель; fk - расширение пара в цилиндрах низкого давления; ka - конденсация в конденсаторе. В таблице 3 приведены характеристики ТВС АЭС 2006.

Общее количество твэлов в ТВС, шт

Число направляющих каналов, шт

Высота топливного столба твэл, мм

Шаг между твэлами, мм

Наружный диаметр оболочки твэла, мм

Внутренний диаметр оболочки твэла, мм

Наружный диаметр таблетки твэла, мм

Внутренний диаметр таблетки твэла, мм

Материал таблетки твэла

Толщина циркониевой оболочки твэла , мм

Количество направляющих каналов, шт

Внешний диаметр направляющего канала, мм

Расположение измерительного канала

Внешний диаметр измерительного канала, мм

По данным таблиц 2 - 3 были рассчитаны температурные распределения по высоте активной зоны. График распределения температуры теплоносителя и внешней стороны оболочки твэла по высоте активной зоны представлен на рисунке 2 (расчёт был произведён с учётом поверхностного кипения), по температуре в центре топливной таблетки от высоты активной зоны - на рисунке 3.

Рисунок 2 - Распределение температур теплоносителя и внешней стороны оболочки твэла с учетом поверхностного кипения в зависимости от координаты высоты активной зоны

Рисунок 3 - Распределение температуры в центре топливной таблетки в зависимости от координаты высоты активной зоны

Также был рассчитан коэффициент запаса до кризиса теплообмена, равный 1,82. По полученному значению можно сделать вывод, что при проектировании реактора с заданными параметрами кризиса теплообмена не наблюдается.

Рассчитанное КПД согласуется с проектными данными для РУ типа ВВЭР-1200. Максимальные значения температур существенно ниже предельно допустимых для оболочки твэла и топлива.

Нейтронно-физический расчёт

В процессе нейтронно-физического расчета для заданного выгорания 60 [5] была определены такие параметры как: необходимое обогащение топлива x=5,32%, концентрация борной кислоты на начало кампании, коэффициенты реактивности по температуре топлива и теплоносителя, коэффициент реактивности по плотности теплоносителя. Реактор, сконструированный по данным параметрам будет иметь длительность кампании

суток.

Заключение

В ходе теплофизического расчета показано, что у реактора с заданными параметрами кризиса теплообмена не наблюдается.

Нейтронно-физический расчет показал, что полученные значения коэффициентов реактивности позволяют сделать вывод, что в случае отклонения ЯЭУ от условий нормальной эксплуатации произойдёт самопогашение ядерной реакции.

Полученное значение длительности кампании суток удовлетворяет условию улучшения технико-экономических показателей реактора.

Список литературы

1. Проскуряков К.Н. Ядерные энергетические установки [текcт] / К.Н. Проскуряков. - М.: Издательский дом МЭИ, 2015. - 446 с.

2. Конструирование ядерных реакторов [текст] / И.Я. Емельянов, В.И. Михан, В.И. Солонин; Под общ. Ред. Акад. Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоиздат, 1982. - 400 с.

5. Проект АЭС-2006 «Основные концептуальные решения на примере Ленинградской

Подобные документы

Основные технико-экономические показатели энергоблока атомной электростанции. Разработка типового оптимизированного и информатизированного проекта двухблочной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1300. Управление тяжелыми авариями.

реферат [20,6 K], добавлен 29.05.2015

Структура и состав ядерной энергетической установки. Схемы коммутации и распределения в активных зонах. Требования надежности. Виды и критерии отказов ядерной энергетической установки и ее составных частей. Имитационная модель функционирования ЯЭУ-25.

отчет по практике [1,0 M], добавлен 22.01.2013

Оценка влияния течей второго контура на эксплуатационные режимы работы реакторной установки. Определение дополнительных признаков и их использование для составления процедуры управления и диагностики течей контура. Управление запроектными авариями.

дипломная работа [2,3 M], добавлен 19.03.2013

Анализ ходовых режимов корабля класса "эсминец", Обоснование выбора типа энергетической установки. Выбор состава, типа и количества механизмов устройства, системы обслуживания. Расчет показателей надежности естественной циркуляции высоконапорного котла.

дипломная работа [200,0 K], добавлен 16.07.2015

Выбор энергетической установки для ледокола. Тепловой расчёт турбины. Назначение и область применения муфты: передача крутящего момента от реверс-редукторной установки к валопроводу. Обоснование выбранной конструкции. Жесткостные характеристики муфты.

Реакторы данного типа получили широкое распространение в мире. Среди них: водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР или PWR), корпусные кипящие реакторы (BWR), высокотемпературные реакторы с газовым теплоносителем (He, CO₂), реакторы на быстрых нейтронах и другие.

В России самыми популярными реакторами являются водо-водяные энергетические реакторы корпусного типа, теплоносителем и замедлителем в которых служит легкая вода под давлением. Промышленное использование реакторов данного типа в России началось в 1964 году с пуском на Нововоронежской АЭС 1 блока с мощностью 210МВТ. За ним последовал пуск реактора ВВЭР-365 в 1970 году, а также реактора ВВЭР-440 в 1971 году. Последний стал советским реактором первого поколения и получил широкое распространение, как на родине, так и в других странах. Работы по созданию реактора второго поколения начались в 1966 году, а пуск его произошел в мае 1980 году. Важной характеристикой в строении реакторов является пригодность для железнодорожной транспортировки, поэтому эффективный диаметр зоны практически не изменился, а тепловая мощность была увеличена за счет уменьшения неравномерности энерговыделения, увеличения теплосъема и повышения расхода теплоносителя. Также одной из главных особенностей новых реакторов стало использование защитной герметичной оболочки из предварительно напряженного бетона, рассчитанной на максимальное давление в результате самой тяжелой проектной аварии – разрыв главного циркуляционного трубопровода.

Далее для общего представления устройства реактора приведены изображения основных составных частей. Реактор (рисунок 1.1) представляет собой вертикальный сосуд высокого давления (корпус с крышкой), внутри которого размещаются ВКУ, активная зона, органы регулирования и первичные датчики СВРК – СВРД. Корпус (рисунки 1.2 – 1.4) уплотняется крышкой, конструктивно входящей в блок верхний, при помощи шпилек главного разъема. Внутрикорпусные устройства входят в состав реактора и включают шахту внутрикорпусную, выгородку и блок защитных труб (рисунки 1.5 – 1.7).

Конструкция верхнего блока (с приводами СУЗ ШЭМ-3) представлена на рисунке 1.8. На эллипсоидной части крышки верхнего блока (рисунок 1.9) выполнены отверстия под патрубки:

- приводов СУЗ – 121;

Металлоконструкция блока верхнего включает в себя шесть штанг, закрепленных на крышке, воздушный коллектор, шестигранные трубы, дистанционирующие плиты и траверсу. Все элементы металлоконструкции закреплены на штангах с возможностью свободного температурного перемещения.

Оборудование шахты реактора (рисунок 1.10) предназначено для закрепления ядерного реактора при нормальных условиях эксплуатации, при нарушении нормальных условий эксплуатации, проектных авариях и является одновременно биологической защитой от нейтронного потока активной зоны реактора.

Рисунок 1.1 - Реактор

Рисунок 1.2 - Корпус реактора (продольный разрез)

Рисунок 1.3 – Корпус реактора (вид сверху)

Рисунок 1.4 – Корпус реактора (поперечный разрез)

Рисунок 1.5 - Шахта внутрикорпусная

Рисунок 1.6 - Выгородка

Рисунок 1.7 – Блок защитных труб

Рисунок 1.8 - Блок верхний

1-стойка, 2-патрубок, 3-бобышка, 4-эллиптическая часть крышки, 5-фланец

Рисунок 1.9 – Крышка

Рисунок 1.10 – Оборудование и схема охлаждения шахты реактора
Твэлы являются наиболее ответственными и самыми напряженными конструкциями активной зоны современного ядерного энергетического реактора. Твэл считается работоспособным, если он в течение всего времени эксплуатации герметичен и его геометрические размеры изменились только в таких пределах, в которых их изменение не приведет к заметному ухудшению внешнего охлаждения или объемного распределения температур. Выход твэла из строя, т.е. разрушение одного из барьеров безопасности, приводит к попаданию топлива и продуктов деления в контур теплоносителя. Именно поэтому так важна разработка надежных конструкций твэлов.

При этом чрезмерный консерватизм в выборе допускаемых запасов прочности приводит к повышению стоимости производства. Поэтому правильный подход к решению вопросов надежности твэлов заключается в оптимальном сочетании требуемых условий безопасности и экономических показателей установки.

Россия, в отличие от других стран, не сворачивает, а наращивает темпы строительства ядерных реакторов. В ближайшее время "Росатом" планирует начать серийный выпуск плавучих АЭС на экспорт.

Вот он — водо-водяной энергореактор на 1200 мегаватт. На Ленинградской АЭС, точнее — на ЛАЭС-2, он уже второй. Первый, точно такой же, запустили в 2018 году, и он заменил собой один из четырёх старых энергоблоков. Нынешний ВВЭР-1200 построен на замену ещё одному, который окончательно отключат к концу года. Оставшиеся два много лет работающих реактора тоже планируется заменить новыми.

А тем временем там же, под Петербургом, построили плавучую атомную электростанцию — единственную в своём роде. Она работает по тому же принципу, правда, довольно скромная по мощности — два реактора по 35 мегаватт. И всё-таки обеспечивает жителей чукотского города Певека не только электричеством, но и теплом. В ближайшее время планируется закладка новых плавучих АЭС с энергоблоками нового поколения, которые будут выдавать уже по 50 мегаватт мощности.

Именно этот новый вариант плавучего энергоблока будет предлагаться на экспорт. Стоимость электроэнергии на нём также будет ниже и сравнима со стоимостью электроэнергии, производимой на дизельных станциях

Из комментария ОАО "Концерн Росэнергоатом"

Первая в мире плавучая атомная электростанция: фотоэкскурсия

Насколько мощны ВВЭР?

Если говорить о ВВЭР-1200 в Ленинградской области, то она вырабатывает 1200 мегаватт, то есть на 20% больше, чем реакторы прошлого поколения — те дают 1000 мегаватт.

Считается, что один ВВЭР-1200, в принципе, способен обеспечить электричеством половину Санкт-Петербурга. В реальности на сегодняшний день четыре энергоблока ЛАЭС снабжают электроэнергией полгорода и вдобавок половину Ленинградской области. Эта атомная станция — крупнейший производитель электричества на всём северо-западе России.

Если смотреть в мировом масштабе, то можно сказать, что по количеству мегаватт ВВЭР-1200 входит в десятку мощнейших ядерных энергореакторов на земном шаре.

Где ещё такие есть

Во-первых, на Нововоронежской АЭС. Там уже не первый год работает два ВВЭР-1200. Во-вторых, такие же реакторы сейчас строят на АЭС в шести зарубежных странах:

Белорусская АЭС;
АЭС "Ханхикиви" (Финляндия);
АЭС "Аккую" (Турция);
АЭС "Пакш II" (Венгрия);
АЭС "Эль-Дабаа" (Египет);
АЭС "Руппур" (Бангладеш).

И это не всё: уже заключены контракты на возведение ВВЭР-1200 для двух атомных станций в Китае — Тяньваньской и "Сюйдапу".

Как работает ВВЭР-1200

Эти капсулы состоят из диоксида урана, при этом урана обогащённого, то есть в него добавлено побольше нужной разновидности этого радиоактивного вещества, чем встречается в природном уране. Он бывает двух видов — уран-235 и уран-238. Эти цифры обозначают количество протонов в ядре атома. Большая часть урана в таблетках — это уран-238, но самый драгоценный ингредиент — несколько процентов урана-235. Дело в том, что именно с таким количеством протонов он может самостоятельно поддерживать цепную реакцию деления ядра. А именно это нужно для высвобождения огромной энергии.

Таблетки помещают в трубки, а сборка из 36 таких трубок — это тепловыделяющая кассета, или тепловыделяющая сборка (ТВС). Вот так и выглядит топливо для ядерного реактора.

Процесс идёт примерно так: сначала некий первичный нейтрон разбивает ядро на две части. При этом от каждой половинки тоже откалываются нейтроны. Они летят дальше, сталкиваются с соседними ядрами, те разбиваются, опять отлетают нейтроны, опять они врезаются в ядра и так далее.

Иногда нужен какой-то внешний источник нейтронов, можно сказать, нейтронная пушка, чтобы запустить этот процесс. Но в большинстве случаев это излишне: уран-235, если ему не мешать, разбивается сам собой. Тут, скорее, приходится, наоборот, сдерживать реакцию, чтобы всё не взлетело на воздух. Для этого есть специальные регулирующие стержни, их помещают прямо туда, где идёт реакция — в активную зону. Они состоят из такого вещества, которое поглощает лишние нейтроны. Это алюминий либо цирконий. Чтобы реакция пошла, их надо убрать, чтобы реакция не была слишком сильной — надо опустить в активную зону.

И требуется ещё кое-что, чтобы реакция шла максимально эффективно, то есть чтобы нейтроны как можно чаще попадали в ядра и разбивали их. Дело в том, что они носятся, как первоклашки на перемене. Только если первоклашки как раз очень успешно сбивают всё и всех на своём пути, то нейтроны на своих сверхскоростях просто проносятся мимо ядер, и от их мельтешения никакого толку нет. Чтобы они с чувством, с толком, с расстановкой встречались с ядром и разделяли его надвое, их нужно немножко притормозить. С помощью какого-нибудь подходящего вещества. Потому такое вещество в реакторе называют замедлителем. Идеальный замедлитель — это молекулы, которые замедляют нейтроны, но не берут их себе, не включают в свой состав. Потому что, извините, нам эти нейтроны самим нужны. В качестве замедлителей в реакторах используют графит, бериллий и воду.

Так вот, в новом реакторе, запущенном в Сосновом Бору (как и во многих других ему подобных), используют воду. Это водо-водяной энергореактор (ВВЭР). Водо-водяной — потому что вода используется и для замедления нейтронов, и для выработки потом электричества. То есть от неё двойная польза.

Почему именно вода? Потому что она очень доступная, недорогая и при этом достаточно неплохо замедляет. Правда, она большой любитель захвата нейтронов, поэтому ради неё приходится побольше обогащать уран 235-м изотопом. Плюс она не должна закипеть в активной зоне, а там температура — градусов 300. Для этого приходится использовать её под сильнейшим давлением — примерно 160 атмосфер. Из-за давления температура кипения повышается.

Тепловая энергия от деления ядер урана нагревает теплоноситель в парогенераторе. Туда и отправляется вода после того, как выполнит свою работу в активной зоне. Вот там ей уже разрешено и положено находиться в газообразном состоянии. Пар идёт в турбину, вал турбины крутится, и энергия этого вращения подпитывает генератор. Генератор вырабатывает электричество.

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире.

Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни;

Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт.

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введён в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР-210 стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).

Создатели реакторов ВВЭР:

Содержание

Характеристики ВВЭР [ ]

[4] Подробнее: Характеристика, ВВЭР-210 .

(312+АРК 37) Кольская

Классификация [ ]

[20] Подробнее: Поколение, Имя .

Калинин 3-4 Ростов 1-4

Запорожье 1-6 Хмельницкий 1-2 Южно-Украинск-3

Куданкулам 3-4 (идёт строительство)

ВВЭР-210 [ ]

шестигранная форма кассет,
материалы для оболочек твэлов,
форма, материалы, корпус и опора реактора,
приводы СУЗ,
системы температурного контроля и энерговыделения.

За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г. [24]

В 1984 году первый блок был выведен из эксплуатации.

ВВЭР-70 [ ]

ВВЭР-365 [ ]

[28] Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.

Среди основных решений ВВЭР-365:

Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счет уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора. [29]

Блок был построен и запущен в 1969 году [30] . Реактор ВВЭР-365 является промежуточным между первым и вторым поколениями [31] .

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. ВВЭР-365 выведен из эксплуатации. [32]

ВВЭР-440 [ ]

Сравнение упаковки ТВС реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000

ВВЭР-440 действуют на:

3 и 4 блоках Нововоронежской АЭС

1 и 2 блоках (дубльблок) Ровенской АЭС

2 блок Армянской АЭС

С 2009 года возобновились работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков словацкой АЭС Моховце.

Пространственная схема первого контура с РУ ВВЭР-1000/320.

Краткие факты: Внешние видеофайлы .

Внешние видеофайлы
Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. 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 произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП (Стержень выгорающего поглотителя) 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 КПД блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.

Масса корпуса реактора составляет порядка 330 т [33] .

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1000:

На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности: 1150 МВт.

ВВЭР-1200 [ ]

[34] Краткие факты: Внешние видеофайлы .

Внешние видеофайлы
Производство корпуса реактора ВВЭР - 1200

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1200:

ВВЭР-1200 (В-392М), АЭС-2006/92 — блоки № 1,2 Нововоронежской АЭС-2

ВВЭР-1200 (В-501), АЭС-2006М — на базе В-392, двух-петельный вариант
ВВЭР-1200 (В-513), АЭС-2010 — на базе В-392М и В-510
ВВЭР-1200 (В-523), АЭС-2006/92 — на базе В-392М и В-510, блоки № 1,2 АЭС Руппур

ВВЭР-1200 (В-508), МИР.1200 — на базе В-491
ВВЭР-1200 (В-522), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блок № 1 АЭС Ханхикиви
ВВЭР-1200 (В-527), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 5,6 АЭС Пакш-2
ВВЭР-1200 (В-529), АЭС-2006/Е — на базе В-491, блоки № 1-4 АЭС эд-Дабаа

ВВЭР-1300 [ ]

[37] Основная статья: ВВЭР-ТОИ

оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива;
повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1250—1300 МВт;
усовершенствование конструкции активной зоны [38] , направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения;
дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.

В апреле 2018 начато строительство блока № 1 Курской АЭС-2, в апреле 2019 начато строительство блока № 2.

Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1300:

Достоинства [ ]

Недостатки [ ]

Невозможность перегрузки топлива без остановки реактора по сравнению с РБМК и CANDU.
Коррозийность воды и необходимость поддержания её химических параметров (хим. состава, pH). Образование водорода в первом контуре в результате радиолиза, который необходимо выводить.
Необходимость применения борного регулирования [44][45][46]
Необходимость поддержания высокого давления для предотвращения вскипания при Т = 300—360 °C и как следствие большая опасность при авариях по сравнению с другими реакторами (Жидкометаллическими), имеющими меньшее давление
Наличие 2-х контуров и необходимость парогенераторов, по сравнению с Кипящими реакторами (BWR), однако наличие 2-го контура является 3-м барьером на пути распространения радиоактивных веществ при эксплуатации и авариях. Например при Аварии на АЭС Три-Майл-Айленд.
Меньшая равномерность выгорания по сравнению с реакторами типа РБМК
Использование обогащенного урана и как следствие необходимость завода по обогащению, по сравнению с реакторами на тяжёлой воде и природном уране.

ВВЭР-640 (проект) [ ]

Проектом обеспечено соответствие международным стандартам и требованиям современных норм и правил по безопасности, действующим в Российской Федерации, достижение оптимального уровня безопасности по сравнению с лучшими проектами в классе реакторов с водой под давлением, выполнение современных требований по экологии и охране окружающей среды на площадке строительства атомной электростанции.

Принципиально новыми техническими решениями, обеспечивающими качественное улучшение показателей ядерной и радиационной безопасности энергоблока, приняты следующие:

расхолаживание реактора и отвод остаточного тепла от активной зоны осуществляется за счёт систем, действующих по пассивному принципу, то есть не требующих вмешательства оперативного персонала, выдачи управляющих воздействий и внешнего подвода энергии для обеспечения циркуляции теплоносителя в активной зоне;
удержание расплавленного ядерного топлива (корриума) в корпусе реактора в гипотетическом случае расплавления активной зоны достигается посредством наружного охлаждения корпуса и недопущения его нагрева до температуры плавления за счёт организации в шахте реактора естественной циркуляции воды, которая соответствует тепловой мощности реактора 1800 МВт;
обеспечение отрицательных значений температурных коэффициентов реактивности и подкритичности активной зоны без дополнительного ввода борной кислоты при инцидентах, связанных с вводом положительной реактивности при температуре теплоносителя выше 100 градусов по шкале Цельсия в любой момент загрузки топлива;
температура оболочки ТВЭЛ для всего спектра проектных аварий не превышает 700 градусов по шкале Цельсия;
при любых внешних и внутренних воздействиях не требуется эвакуация населения, находящегося за границей площадки АЭС (радиус 1,5 км) и затраты эксплуатирующей организации на поддержание противоаварийной готовности за пределами площадки АЭС исключены.

Сооружение энергоблоков с реактором ВВЭР-640 в условиях повышенной сейсмической активности возможно за счёт применения сейсмоизоляторов, устанавливаемых под фундаментную плиту здания реактора.

В проекте ВВЭР-640 используется оборудование, унифицированное с проектом ВВЭР-1000, включая корпус реактора, парогенератор, приводы СУЗ, компенсатор давления. Основными заводами-изготовителями Северо-западного региона Российской Федерации подтверждена возможность размещения заказов на изготовление оборудования в соответствии со спецификациями, за исключением незначительного перечня оборудования, для которого потребуется освоение новых модификаций типовых компонентов.

Снижение единичной мощности энергоблока по сравнению с реактором ВВЭР-1000 позволяет заказчику расширить диапазон поиска потенциальных площадок размещения атомной станции по условиям подключения к существующим инженерным коммуникациям и инфраструктуре региона, в котором предполагается сооружать атомную станцию.

ВВЭР-1500 (проект) [ ]

[48] Перспективный проект реактора третьего поколения, являющийся эволюционным развитием проектов ВВЭР-1000 с повышенным уровнем безопасности и экономичности, начатый в 1980-х годах, был временно заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин, парогенераторов и генератора большой мощности, работы возобновлены в 2001 году [49] .

Перегрузка топлива [ ]

Первый (реакторный) контур с гидроемкостями системы аварийного охлаждения.

Состав первого контура:

- ядерный энергетический реактор

- четыре петли циркуляции теплоносителя.

парогенератор
главный циркуляционный насосный агрегат (ГЦНА)
соединительные трубопроводы

Ядерный реактор ВВЭР-1200

- ВВЭР-1200 относится в наиболее распространенному типу энергетических ядерных реакторов – это реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя используется обычная вода.

- ВВЭР-1200 является эволюционным развитием реактора ВВЭР-1000

- Ядерный энергетический реактор ВВЭР-1200 предназначен для выработки тепловой энергии и представляет собой вертикальный сосуд высокого давления, внутри которого размещен комплекс тепловыделяющих сборок,образующих активную зону.

- Корпус реактора изготовлен из высокопрочной теплостойкой легированной стали. Внутренняя поверхность корпуса плакирована антикоррозионной наплавкой.

- Ядерное топливо: двуокись урана

- Теплоноситель и замедлитель нейтронов: химически обессоленная вода с добавлением борной кислоты.

	1 - Корпус
	2 - Детали уплотнения главного разъема
	3 - Кольцо опорное
	4 - Кольцо упорное
	5 - Контейнерная сборка с облучаемыми образцами-свидетелями корпусной стали
	6 - Крышка с патрубками
	7 - Фланцы и шпильки патрубков
	8 - Траверса
	9 - Привод СУЗ
	10 - Блок защитных труб
	11 - Выгородка
	12 - Шахта внутрикорпусная

Рис. - Реактор в сборе

Отличительные особенности оборудования реакторных установок ВВЭР:

конструкция корпуса - кольцевые цельные кованые обечайки без продольных швов;
материал корпуса – теплостойкая углеродистая сталь с внутренней наплавкой из коррозионностойкой аустенитной стали;
отсутствие сплавов с высоким содержанием никеля;
все подключения трубопроводов к корпусу - выше активной зоны;
компоновка активной зоны: плотная треугольная из шестигранных кассет;

Корпус реактора.

Верхний фланец обеспечивает соединение корпуса реактора с крышкой верхнего блока. Для соединения корпуса с крышкой в плоскости фланца выполнены отверстия (гнезда) с резьбой под шпильки.

Центры отверстий расположены на окружности.

На внутренней поверхности фланца выполнен выступ (бурт), на который при сборке реактора опирается внутрикорпусная шахта.

Патрубки предназначены для прикрепления главных циркуляционных трубопроводов. Через нижние патрубки теплоноситель подводится, через верхние – отводится.

Разнесение подводящих и отводящих патрубков в два ряда по высоте с горизонтальным разделением входного и выходного потоков – характерный признак российского дизайна. В реакторах западного дизайна все патрубки выполнены в один ряд в пределах одной обечайки с вертикальным разделением потоков.

Российское решение позволяет увеличить запас воды в корпусе реакторе и тем самым улучшить показатели безопасности.

На наружной поверхности опорной обечайки выполнен сплошной кольцевой выступ (бурт), на котором корпус реактора устанавливается в бетонной шахте.

Крышка с верхним блоком.

Сверху на корпус устанавливается и герметично закрепляется крышка с верхним блоком. Крышка состоит из эллиптической части и фланца. Посредством фланца крышка прикрепляется у фланцу корпуса. На эллиптической части крышки сваркой установлены фланцы для установки приводов системы управления и защиты.

Активная зона.

В активной зоне расположено ядерное топливо и осуществляется управляемая цепная ядерная реакция с выделением тепловой энергии.

Активная зона ВВЭР-1200 разработана с учетом необходимости повышения параметров, определяющих технико-экономические показатели АЭС (единичная мощность, коэффициент полезного действия, коэффициент использования установленной мощности) относительно серийного реактора ВВЭР-1000.

Увеличены объем загружаемого топлива и величина обогащения.

Это потребовало изменений в конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС) и тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ).

Для ТВС для ВВЭР-1200 основу взята ТВС-2М, спроектированная для ВВЭР-1000 со следующими изменениями:

- в габаритах данной ТВС увеличена высота топливного столба.

- Увеличен диаметр топливной таблетки и уменьшен диаметр центрального отверстия.

- Увеличена максимальная величина обогащения загружаемого топлива.

Активная зона реактора ВВЭР-1200 сформирована из тепловыделяющих сборок (ТВС), расположенных в плотной треугольной упаковке. Соответственно, каждая тепловыделяющая сборка имеет в плане вид правильного шестиугольника.

Каждая тепловыделяющая сборка представляет собой пакет стержневых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). Тепловыделяющие элементы внутри ТВС, также как и ТВС внутри активной зоны, расположены в плотной треугольной упаковке. Компоновка ТВЭЛ и ТВС по треугольной упаковке является особенностью российского дизайна. Подобная компоновка позволяет разместить в заданном объеме корпуса максимальное количество ядерного топлива и получить максимальную величину поверхности теплообмена.

Активная зона реактора ВВЭР-1200 состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС), в части из которых, в соответствии с картограммой активной зоны, размещаются поглощающие сборки системы управления и защиты (ПС СУЗ).

ТВС предназначены для генерирования тепла и передачи его с поверхности тепловыделяющих элементов.

ПС СУЗ предназначены для быстрого прекращения ядерной реакции в активной зоне, поддержания мощности на заданном уровне и ее перевода с одного уровня на другой, выравнивания поля энерговыделения по высоте активной зоны.

Поглощающая сборка системы управления и защиты

Рис. - Поглощающая сборка СУЗ. Общий вид.

Поглощающая сборка системы управления и защиты (ПС СУЗ) состоит из стержневых поглощающих элементов, головки (траверсы), пружин и гаек.

Стержневые поглощающие элементы расположены в два ряда (в два кольца)

Каждый ПЭЛ представляет собой цилиндрическую оболочку, загерметизированную с обоих концов концевыми деталями: снизу – конусом, сверху - наконечником.

Внутренний объем оболочки заполнен поглощающим материалом.

Головка ПС СУЗ состоит из центральной втулки и радиальных консольных ребер. В консольных ребрах выполнены отверстия (гнезда), для наконечников ПЭЛ. Втулка головки ПС СУЗ сцепляется со штангой привода СУЗ.

Пружины установлены на наконечниках ПЭЛ по обе стороны (выше и ниже) от консольного ребра и предназначены для демпфирования при перемещениях ПС СУЗ в активной зоне.

Читайте также: