Характеристика реактора ВВЭР-1000

Размещено на http://www.allbest.ru/

Содержание

Введение

1. Описание реактора ВВЭР-1000

2. Составные реактора ВВЭР-1000

3. Задача

Литература



Введение

Накоплен большой опыт эксплуатации водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР-1000 является одним из проектов), как у нас в стране так и за рубежем. Их совершенствование шло по пути повышения надежности и безопасности, улучшения теплофизических характеристик и повышения единичной мощности реактора при практически не изменившихся размерах корпуса было достигнута за счет следующих факторов:

- переход к ТВЭЛам меньшего диаметра и увеличения в связи с этим поверхности нагрева;- выравнивания распределения энерговыделения по объему активной зоны, что дало возможность приблизить среднюю мощность к максимальной;- совершенствование внутриреакторных измерений, что позволило уменьшить неоправданные запасы основных теплофизических величин до предельно-допустимых значений;- увеличение расхода и других параметров теплоносителя (давления и температуры);- увеличения объема активной зоны (высоты и частично диаметра).

Вслед за реакторами первого поколения 1000 МВт появились реакторы единичной мощностью 1000 МВт (ВВЭР-1000).

Принципиальная схема атомной энергетической установки с реакторам ВВЭР-1000

Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя главный циркуляционный контур с узлами подпитки и борного регулирования, системы компенсации давления и пассивный узел системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ).

В состав главного циркуляционного контура входят реактор и четыре циркуляционных петли, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор(ПГ), главный циркуляционный насос (ГЦН) и главный циркуляционный трубопровод у условным диаметром 850 мм, соединяющий оборудование петли с реактором.

Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора отводится теплоносителем, прокачиваемым через нее главным циркуляционными насосами. Из реактора "горящий" теплоноситель по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенератор, где отдает теплоту котловой воде второго контура и затем главным циркуляционным насосом возвращается в реактор. Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.

Все трубопроводы вспомогательных систем в главном циркуляционном трубопроводе, за исключением патрубка системы отвода остаточных тепловыделений в "холодных" нитках и патрубков дренажей, расположены выше осей "холодных" ниток, что обеспечивает ремонт трубопроводов и оборудования вспомогательных систем без выема топлива из реактора ВВЭР-1000. С целью уменьшения объема сварки на монтаже трубопроводы поставляются в узлах, сваренных из нескольких труб и колен. В заводских условиях в трубные узлы вварены патрубки и штуцера для подсоединения к ним линий контрольно-измерительных приборов и линий вспомогательных систем.



Компоновка основного оборудования РУ



1. Описание реактора ВВЭР-1000

Реактор энергетический ВВЭР-1000 предназначен для выработки тепловой энергии за счет цепной реакции деления ядер. Реактор водо-водяной, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах с водо-водяным телоносителем-замедлителем (вода под давлением).

Общий вид 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;

Реактор ВВЭР-1000 представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя (по два патрубка на петлю), а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации контура.

Циркуляция теплоносителя осуществляется по четырем замкнутым петлям первого контура. Вода первого контура, охлажденная в парогенераторах реактора ВВЭР-1000, поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков, опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой и затем, пройдя через верхние отводящие патрубки снизу вврех, через активную зону выходит из реактора.

Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (ТВЭЛ). ТВЭЛы заполнены слабо обогащенным диаксидом урана. Регулирование тепловыделением осуществляется перемещением органов регулирования с твердым поглотителем.

Реактор включает в себя:

- корпус;- верхний блок с приводами;- блок защитных труб;- шахту;- активную зону.

Реактор ВВЭР-1000 предназначен для выработки тепловой энергии в составе паропроизводящей установки атомной электростанции с электрической мощностью блока 1000 МВт. По принципу работы он является гетерогенным ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с обычной водой в качестве теплоносителя и замедлителя. Реактор состоит из корпуса, в котором размещены - шахта, выгородка, активная зона и блок защитных труб. Сверху на корпус реактора установлен верхний блок с приводами системы управления и защиты (СУЗ). Теплоноситель поступает в реактор через четыре нижних патрубков корпуса реактора, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом ректора, затем через отверстия в днище шахты поступает в активную зону, где нагревается за счет тепла ядерной реакции и через верхние отверстия в шахте и верхние патрубки корпуса выходит из реактора. Регулирование мощности реактора осуществляется перемещением в активной зоне органов регулирования - пучков поглощающих стержней, подвешенных на специальных траверсах.

Техническая характеристика

Мощность МВт:
Тепловая (реактора)	3200
Электрическая (блока)	1000
Количество циркуляционных петель	4
Рабочее давление в первом контуре, МПа (кгс/см)	15,69(160)
Номинальная температура теплоносителя,К(С):
На входе в реактор	562,15(288)
На выходе из реактора	598,15(322)
Расход теплоносителя через реактор, см/ч	80000
Количество топливных кассет	163
Количество приводов СУЗ	61
Масса реактора (без воды и топливных кассет), кг	770000

2. Составные реактора ВВЭР-1000

Корпус реактора ввэр реактор нейтрон

Корпус реактора предназначен для размещения внутрикорпусных устройств и активной зоны. Корпус представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд и состоит из фланца, зоны патрубков, опорной обечайки и цилиндрической части с эллиптическим днищем. Фланец корпуса имеет 54 резьбовых отверстий М170х6 под шпильки и две клиновидные канавки под установку прутковых прокладок для уплотнения главного разъема. Корпус имеет два ряда патрубков Ду 850 (по четыре патрубка в ряду). На уровнях верхнего и нижнего ряда патрубков Ду 850 выполнено по два патрубка Ду 300 для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, на уровне верхнего ряда расположен патрубков Ду 250 для вывода импульсных линий контрольно-измерительных приборов.

Материал корпуса - легированная сталь: внутренняя поверхность корпуса и патрубков покрыта коррозионностойкой наплавкой. Масса корпуса реактора - 323000 кг. Габариты и масса корпуса реактора позволяют транспортировать корпус по железной дороге или на речных и морских транспортных средствах.

Шахта предназначена для организации потока теплоносителя и является составной частью защиты металла корпуса реактора от воздействия нейтронного потока и гамма-излучения, исходящих из активной зоны, а также служит опорой активной зоны. Шахта представляет собой сварную цилиндрическую обечайку, имеющую вверху фланец, которым шахта опирается на внутренний бурт корпуса, а внизу- перфорированное днище. В днище установлены опорные элементы для топливных кассет активной зоны. Для разделения потоков “горячего” и “холодного” теплоносителя на наружной поверхности шахты выполнено кольцевое утолщение, контактирующее с разделительным кольцом корпуса реактора. Нижняя часть шахты удерживается от вибрации шпонками, приваренными к виброгасителям корпуса и входящими в вертикальные пазы шахты. От всплытия шахта удерживается крышкой верхнего блока через упругий трубчатый элемент. Конструкция шахты позволяет извлекать ее из корпуса реактора при перегрузках топлива для осмотра внутренней поверхности корпуса и патрубков. Материал шахты - коррозионностойкая сталь. Масса - 69500 кг.

Выгородка предназначена для формирования поля энерговыделений и организации прохождения теплоносителя через активную зону. Одновременно выгородка является составной частью защиты металла корпуса реактора от воздействия нейтронного потока и гамма-излучения, исходящих из активной зоны. Выгородка представляет собой толстостенный цилиндр, состоящий из пяти кованых колец, внутренняя граненная поверхность которых повторяет контур активной зоны. Для охлаждения выгородки и обеспечения соотношения “вода-железо”, необходимого для защиты корпуса от воздействия нейтронного потока и гамма-излучения, в кольцах выгшородки выполнены вертикальные каналы. Кольца выгородки соединяются между собой механическим способом. Нижнее кольцо выгородки крепится к граненому поясу шахты, а верхнее кольцо центрируется относительно цилиндрической части шахты шпонками, приваренными к внутренней поверхности шахты и входящими в вертикальные пазы выгородки. Материал выгородки - коррозионностойкая сталь. Масса - 35000 кг.

Блок защитных труб предназначен для фиксации головок топливных кассет, для удержания их от всплытия во всех условиях эксплуатации реактора, включая возможные аварийные ситуации, для защиты органов регулирования от воздействия потока теплоносителя, для размещения системы внутриреакторных измерений, а также для обеспечения равномерного выхода теплоносителя в шахту и корпус. Блок защитных труб представляет собой сварную металлическую конструкцию, состоящую из двух плит, связанных между собой перфированной обечайкой, 61 защитной трубой диаметром 180 мм и 60 защитными трубами диаметром 108 мм. В защитные трубы диаметром 180 мм установлены направляющие каркасы, в которых перемещаются органы регулирования. В защитных трубах диаметром 108 мм размещены чехлы под термопары (98 шт.) и направляющие чехлы каналов контроля нейтронного потока (64 шт.). Блок защитных труб ставится нижней плитой на подпружиненные головки топливных сборок и поджимается сверху фланцем крышки при затяжке уплотнения главного разъема реактора. Материал блока - коррозионностойкая сталь. Масса - 60400 кг.

Верхний блок предназначен для создания замкнутого объема и рабочего давления в реакторе, для удержания от всплытия блока защитных труб, для размещения приводов и электрооборудования системы управления и защиты (СУЗ). Блок состоит из крышки и металлоконструкции. Крышка представляет собой штампо-сварную конструкцию, состоящую из усеченного эллипсоида и фланца. В крышке имеются патрубки для размещения приводов СУЗ, для вывода датчиков термоконтроля и нейтронного потока. Крепление крышки к корпусу реактора осуществляется 54 шпильками М170х6. Уплотнение главного разъема реактора осуществляется двумя прутковыми никелевыми прокладками. Металлоконструкция верхнего блока расположена на штангах, закрепленных в крышке, и предназначена для размещения устройства охлаждения приводов, их центровки относительно каналов СУЗ реактора, а также для размещения и крепления выводов каналов внутриреакторного контроля. Блок транспортируется в пределах реакторного помещения с помощью специальной траверсы, закрепленной на штангах блока. Материал крышки - легированная сталь, с коррозионностойкой наплавкой на внутреней поверхности. Масса - 116000 кг.

Шаговый электромагнитный привод СУЗ предназначен для обеспечения дискретного (шагового) возвратно-поступательного перемещения органа регулирования в активной зоне реактора с целью автоматического поддержания заданного уровня мощности реактора, перевода реактора с одного уровня мощности на другой, компенсации изменения реактивности и для обеспечения быстрого прекращения ядерной реакции путем быстрого ввода в активную зону поглащающих стержней. Основными узлами привода являются блок электромагнитов, чехол, блок перемещения, штанга, преобразователь перемещения и датчик положения. Узлы привода, расположенные внутри чехла, работают в воде первого контура реактора: узлы, расположенные снаружи - в воздушной среде. Требуемый режим работы привода обеспечивается подачей в определенной последовательности импульсов тока на катушки тянущего, запирающего и фиксирующего электромагнитов. Полюса электромагнитов, соединенные с защелками и другими элементами блока перемещения, передвигаются под действием электромагнитного поля и обеспечивают необходимые перемещения штанги или ее фиксирование в заданном положении.

Для быстрого прекращения ядерной реакции (в режиме аварийной защиты) все три электромагнита обесточиваются, защелки открываются и штанга с органом регулирования имеет возможность свободного падения. Преобразователь перемещения служит для преобразования линейного перемещения штанги во вращательное движение элементов датчика положения, обеспечивающего индикацию положения штанги. Сцепление штанги с органом регулирования осуществляется с помощью байонетного соединения.

Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром.

Техническая характеристика

Скорость перемещения регулирующего органа в режиме регулирования, мм/с	20
Время аварийного сброса штанги с регулирующим органом с полной высоты рабочего хода, с	1,5-4
Рабочий ход, мм	3500
Масса привода, кг	550

Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром. Компенсатор давления предназначен для работы в составе системы первого контура реактора и служит для создания поддержания давления в контуре при номинальных режимах работы установки и ограничений колебаний давления в переходных и аварийных режимах. Давление в компенсаторе создается и поддерживается с помощью регулируемого подогрева воды, осуществляемого электронагревателями. Для предотвращения повышения давления в контуре выше расчетного в переходных и аварийных режимах, сопровождающихся быстрым ростом давления, в компенсаторе предусмотрена система впрыска воды в паровое пространство из “холодных” ниток первого контура через разбрызгивающее устройство. При этом достигается быстрое снижение давления в контуре за счет конденсации пара в паровом пространстве. Материал корпуса компенсатора - легированная сталь с коррозионностойкой наплавкой на внутренней поверхности.

Технические характеристики

Рабочее давление, МПа (кгс/см)	15,9(160)
Рабочая температура, К(С)	619,15(346)
Объем воды на номинальном режиме, м	55
Объем пара на номинальном режиме, м	24
Мощность одного блока электронагревателей, кВт	90
Суммарная мощность электронагревателей, кВт	2520
Масса (в сухом состоянии), кг	200000

Емкость системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) представляет собой сосуд высокого давления, расположенный вертикально. В рабочем состоянии емкость заполнена водой, содержащей борную кислоту, и азотом. Емкость САОЗ предназначена для обеспечения экстренного залива активной зоны реактора необходимым количеством теплоносителя в первый момент аварийной ситуации, связанной с большой течью теплоносителя из первого контура. Давление в емкости САОЗ создается азотом.

Система аварийного охлаждения зоны состоит из четырех независимых друг от друга емкостей, каждая из которых соединена трубопроводом с корпусом реактора. Подача теплоносителя от двух емкостей производится в пространство над активной зоной, а от двух емкостей - под активную зону реактора.

Максимальная авария, на которую рассчитана система аварийного охлаждения зоны, - мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода.

Материал корпуса емкости - углеродистая или легированная сталь, плакированная с внутренней стороны коррозионностойкой сталью.

Технические характеристики

Рабочее давление, МПа (кгс/см)	5,9 (60)
Рабочая температура, К(С)	293,15-333,15 (20-60)
Общий объем полости, м	70
Объем жидкой фазы, м	60
Объем газовой фазы, м	10
Масса (без воды и газа), кг	85800

Ионообменный фильтр представляет собой вертикальный сосуд высокого давления. В рабочем состоянии фильтр заполнен ионообменными смолами. Фильтр предназначен для работы в системе первого контура и служит для очистки теплоносителя от осколочной радиоактивности растворимых и нерастворимых продуктов коррозии. Фильтрация теплоносителя осуществляется двумя фильтрами, включенными параллельно. Материал корпуса фильтра коррозионностойкая сталь.

Технические характеристики

Рабочее давление, МПа (кгс/см)	15,9(160)
Рабочая температура, К(С)	323,15(50)
Производительность, м/ч	30
Объем фильтрующей загрузки, м	1,1
Общий объем внутренней полости, м	1,8
Масса (без загрузки), кг	9467

Парогенератор представляет собой однокорпусный двухконтурный теплообменный аппарат горизонтального расположения с погружным трубным пучком. Парогенератор состоит из корпуса, входного и выходного коллекторов. U-образного трубного пучка поверхности теплообмена, раздающего коллектора питательной воды, сепарационнного устройства, пароотводящей системы, системы продувок и дренажа. Парогенератор предназначен для работы в составе первого и второго контуров и служит для выработки сухого насыщенного пара из воды второго контура. Материал парогенератора - легированная сталь. Внутренние поверхности корпуса защищены коррозионностойкой наплавкой.

Техническая характеристика

Тепловая мощность, МВт	750
Паропроизводительность, т/ч	1469
Рабочее давление в межтрубном пространстве по второму контуру, МПа (кгс/см)	6,3(64)
Поверхность теплообмена, м	6115
Расход теплоносителя, м/ч	20000
Влажность пара на выходе, %	0,2
Объем корпуса, м	160
Масса корпуса, кг	204720

3. Задача

Активная зона реактора в форме шара.

В волновом уравнении для такой системы лапласиан запишется в сферических координатах и мы получим

(1.1)

Преобразуем уравнение (1.1) с помощью подстановки :

(1.2)

Так как . Уравнение (1.2) имеет два линейно независимых решения: и . Поэтому

(1.3)

Суперпозицию решений и можно записать также в форме

(1.4)

где амплитуда С и фаза суть постоянные интегрирования. Сформулируем краевые условия, а именно:

]) ;

2) -- условие непрерывности решения при , Из второго краевого условие следует, что , а из первого

, или ;

Откуда

При и



(1.5)

Из условия критичности видно, что реактор может находиться в стационарном состоянии при определенном значении R, а именно когда

(1.6)

Или

(1.7)

Этот радиус R и является критическим радиусом реактора.

Рассмотрим ход потока нейтронов внутри активной зоны (рис. 2.2). Поток нейтронов положителен, так как нигде в нуль внутри сферы не обращается. Если , то поток при обязательно принимал бы нулевые, а следовательно, и отрицательные значения. Поэтому все решения с отбрасываются. В решение сомножителем входит произвольная константа С_1% которая характеризует мощность реактора. Произвольность С_г говорит о том, что реактор может иметь различную мощность, но все же оставаться в стационарном состоянии.

Оценим величину для тяжеловодного реактора на тепловых нейтронах. Критический радиус реактора прямо пропорционален длине диффузии и обратно пропорционален . Тогда, если принять, см, то

(1.8)



Рис 1.1 Распределение потока нейтронов в сферической активной зоне



Литература

1. Резепов В. К., Денисов В. П., Кирилюк Н. А., Драгунов Ю. Г., Рыжов Ю. Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций.-- Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2004.-- 333с.-- (Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС).

2. Афров А. М., Андрушечко С. А., Украинцев В. Ф., Васильев Б. Ю., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Кокосадзе Э. Л., Иванов Е. А. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность.-- М.: Университетская книга, Логос, 2006.-- 488с

3. Андрушечко С. А., Афров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта.-- М.: Логос, 2010.-- 604с.

4. Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов.-- 3 изд., пер. и доп.-- М.: Энергоатомиздат, 1988.-- 359с.

5. Тевлин С. А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000.-- М.: Издательство МЭИ, 2002.-- 344с

Размещено на Allbest.ru