Расчет и проектирование водо-водяного ядерного реактора ВВЭР-1000

ВВЭР-1000.dwg

Реактор ВВЭР продольный
Р" к датчикам АРМ регуляторов
Р" к датчикам 2к. А3

React.pdf

(ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ)
Курсовой проект по дисциплине
“Ядерные энергетические реакторы”
Настоящая расчётно-пояснительная записка к курсовому проекту содержит
поверочный расчёт водо-водяного реактора .
Проект состоит из расчетной и графической частей. В расчетной части проводится
теплогидравлический и нейтронно-физический расчеты эффективность стержней СУЗ
(выполнялся с использованием программного кода для трехмерных расчетов реакторов
водо-водяного типа БИПР-7).
Графическая часть представлена чертежами общего вида реактора ВВЭР (продольный
разрез) и конструкции уплотнения. Чертежи выполнены с использованием программы
2 Определение теплогидравлических параметров по высоте активной зоны в расчете на
Таблица расчетных значений тепловых потоков и параметров теплоносителя по высоте
Ядерная энергетика прошедшая большой путь развития в настоящее время в основном
базируется на реакторах на тепловых нейтронах использующих природное или
обогащенное урановое топливо среди которых широкое распространение во всем мире в
том числе и в России получили водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). За
рубежом эти реакторы принято называть PWR-Pressure Water Reactor.
Промышленное использование ВВЭР в отечественной ядерной энергетике началось 30
сентября 1964 г. когда был включен в энергосистему I блок Нововоронежской АЭС
(НВАЭС) с реактором ВВЭР-210.
Совершенствование реакторов ВВЭР и АЭС на их основе шло по трем направления: 1)
оптимизация топливного цикла; 2) оптимизация теплосилового цикла; 3) обеспечение
безопасной работы АЭС. Так были созданы сначала ЯЭБ на базе серийных реакторов
ВВЭР-440 а затем стал возможен переход на реакторы третьего поколения ВВЭР-1000.
С точки зрения безопасности и соответствия требованиям МАГАТЭ серийные блоки с
ЯР типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 являются наиболее надежными среди используемых в
настоящее время реакторов в нашей стране.
ЯЭБ с ВВЭР-440 сыграв свою исключительно важную роль на этапе промышленного
развития ядерной энергетики снимаются с эксплуатации. Предполагается заменить их
энергоблоками нового поколения с водой под давлением конструкция и параметры
которых учитывают отечественный и мировой опыт реакторостроения (энергоблоки типа
ВВЭР-640 ВПБЭР-600). Предлагаются и другие проекты ЯЭБ полностью подчиненные
современным принципам обеспечения безопасности. Параллельно с разработкой ядерных
реакторов нового поколения будет продолжаться строительство усовершенствованных
ЯЭБ с ЯР типа ВВЭР-1000 в РФ.
Опыт эксплуатации ВВЭР различных поколений подтвердил правильность выбора
научно-технических решений заложенных в конструкцию и режимы эксплуатации
реакторов этого типа и показал что они являются надежными и безопасными
источниками тепловой энергии для АЭС которые по своим технико-экономическим
показателям по крайней мере конкурентоспособны с традиционными источниками
Теплогидравлический расчет реактора.
Основные характеристики и расчетные данные реактора:
Тепловая мощность реактора
Характеристика топлива
Среднее давление теплоносителя в а.з. Па
Температура теплоносителя на входе в а.з. С
Энтальпия теплоносителя на входе в а.з. Джкг
Средняя удельная теплоемкость теплоносителя
Размер между центрами ТВС м
Число стержней в одной ТВС
Число твэл в одной ТВС
Число направляющих труб для стержней
Наружный диаметр оболочки твэл м
Внутренний диаметр оболочки твэл м
Наружный диаметр топливного сердечника м
Внутренний диаметр топливного сердечника м
Диаметр направляющей трубы стержней
Диаметр центральной трубы м
Высота активной зоны м
Число дистанционирующих решеток по высоте
Температура насыщения 0С
Энтальпия насыщения воды Джкг
Удельная теплота парообразования Джкг
Поверхностное натяжение воды
Коэффициент теплоотдача воды
Число Прандтля для воды
Число центральных полых трубок
Плотность насыщенного водяного пара кгм3
Конструкционные материалы
Сплав на основе циркония
1 Определение геометрических характеристик активной зоны.
Диаметр а.з. реактора
sяч := fяч - 0.785 × n × d2 + nр × dр + nц × dц
Пг := p× n × d2 + nр × dр + nц × dц
(Принимается) Таблица 2.1 “Ядерные
энергетические реакторы” Б.А.Дементьев
2 Определение теплогидравлических параметров по высоте активной зоны в
расчете на средний и максимально нагруженный твэл.
Коэффициент неравномерности
энерговыделения по высоте
энерговыделения по объёму а.з.
Число расчетных точек по высоте
Распределение средненагруженный
Расход теплоносителя в расчете на
z := -1.75 -1.5 .. 1.75
ql_ср ( z ) := 0.94 × qlo_ср × cos
ql_max ( z ) := 0.94 × qlo_max × cos
qs_max( z) := 0.94 ×
cp_ср × DTт_ср × N× n
Энтальпия теплоносителя по высоте
hт_max( z) := hвх + ×
Температура теплоносителя °С
Tт_max( z) := Tвх +
График 1. Распределение линейных тепловых нагрузок по высоте канала.
Распределение среднего теплового потока по высоте
Распределение максимальной тепловой нагрузки
По термодинамическим таблицам воды и водяного пара определяем средние на
расчетных интервалах значения критериальных чисел и других параметров
- число Прандтля и плотность теплоносителя (кгм3) в расчете на средненагруженный
твэл и твэл с максимальной нагрузкой:
Pr := 0.8782 ÷ Prmax := 0.9476 ÷ rср := 716.1047 ÷ rmax := 682.1076 ÷
- динамическая вязкость и коэффициент теплопроводности теплоносителя:
m ср := 86.5664 ÷ ×10
m max := 80.7055 ÷ ×10
l := 553.1918 ÷ × 10
l max := 523.0532 ÷ ×10
Для расчета коэффициента теплоотдачи необходимо определить критерий Рейнольдса
Теплопроводность материала оболочки Вт(мК)
Относительный шаг решетки твэлов
A := 0.0165 + 0.02 ×
a cp = 5 . 529 * 10 4
a cp . max = 5 . 496 * 10 4
твэл средней нагрузки
Tн_об( z ) := Tт( z ) + DTa ( z )
Tн_об.max ( z ) := Tт_max ( z ) + DTa.max ( z )
Распределение температур по высоте а.з. представлены на рис. 2.
энтальпия по высоте средненагруженный
энтальпия по высоте нагруженный твэл
Коэффициент проводимости контактного
слоя Вт(м2*К) определяется по табл.
График 2. Распределение температур по высоте канала °С:
Tт(z) Tн_об(z) Ts(z) Tоб_вн(z) Tт_max(z) Tн_об.max(z) Tоб_вн.max(z)
Температура теплоносителя (в расчете на средненагруженный твэл
Температура наружнной поверхности оболочки твэл (средняя).
Температура насыщения для 160 бар.
Температура внутренней поверхности оболочки твэл (средняя).
Максимальная температура теплоносителя в а.з.
Распределение Тоб_нар для мах нагруженного твэла.
Распределение Тоб_вн для мах нагруженного твэла.
Температура наружной поверхности
Tс_н.max ( z ) := Tоб_вн.max ( z ) + 0.94 ×
Определение температуры внутри
топливного сердечника ведется
итерационно т.к. теплопроводность
материала сердечника зависит от
Температура внутренней и наружной поверхности топливного сердечника см. ниже.
Tв ( T q) := for i 0 .. 14
lc ( 273 + T1) + lc ( 273 + Ti) ÷
График 3. Распределение температур сердечника твэл'а по высоте а.з. °С.
Tс_н(z) Tс_н.max(z) Tс_вн Tс_вн_max
Тем-ра наружной поверхности топливного сердечника (средняя).
Тоже но в расчете на максимально нагруженный твэл.
Тем-ра внутренней поврхности топливного сердечника (средняя).
Относительная энтальпия в точке начала кипения (определяется только для
максимально нагруженного твэла т.к. для твэла со средней нагрузкой температура
оболочки меньше температуры насыщения):
По термодинамическим таблицам воды и водяного пара находим:
динамическая вязкость воды Па*с
поверхностное натяжение воды Нм
критическое давление для воды Па
x н.к.max := -0.49 ×
По графику определяем
3. Расчет критического теплового потока и запаса до кризиса:
Относительные энтальпии в расчете на максимально нагру
Xmax ( z ) := x отн.max ( z ) × rw ×
× r × r в × g × dтепл × ( g × aв)
Коэффициент запаса до
График 4. Распределение удельного qs и критического qкр тепловых
потоков по высоте канала.
Критический тепловой поток qкр.
Удельный тепловой поток qs.
Вывод: ни в одном сечении а.з. тепловой поток не достигает критического
следовательно ухудшенного теплообмена нет.
4 Гидравлические потери в пределах активной зоны.
Потерей давления на ускорение пренебрегаем вследствие его малости.
Расчёт проведён на средние параметры в каналах средней и максимальной нагрузок.
zп := 0.57 + 0.18 ×
- 1 ÷ + 0.53 × 1 - exp ( -am) × zтр
(1.82 × log ( Re) - 1.64) 2
Dp тр.ср = 5.54 * 10 4
- скорость теплоносителя:
Dp тр. max = 5.92 * 10 4
б)для максимальной нагрузки:
Нивелирная составляющая Па:
Dp м.cp = 8.23 * 10 4
Dp м. max = 8.801 * 10 4
Dpнив.ср := g × r тн.ср × Ho
Dp нив .ср = 2.453 * 10 4
Dpнив.max := g × r тн.max × Ho
Dp нив . max = 2.294 * 10 4
Dpср := Dpнив.ср + Dpм.ср + Dpтр.ср
Dpmax := Dpнив.max + Dpм.max + Dpтр.max
Dp max = 1.702 * 10 5
Выводы по теплогидравлическому расчету: На графиках 1. - 4. показано расчётное
распределение температур теплоносителя оболочки и топливного сердечника а так же
тепловых потоков по высоте канала. В приведённом расчёте полученное значение
q s. max всюду меньше предельно допустимого q кр . max причём соответствующий запас
до кризиса теплообмена находится в допустимых пределах при нормальном режиме
работы на номинальной мощности.
Максимальная температура топливного сердечника Tc.вн. max меньше температуры
плавления диоксида урана.
Температурный уровень ТВЭЛов и удельные тепловые
нагрузки лежат в допустимых пределах. Так в максимально нагруженном твэле
температура топливного сердечника на внутренней поверхности достигает 2153 0С в
то время как температура плавления UO2 равна 2800 0С. Минимальный запас до кризиса
теплообмена в максимально нагруженном канале составляет ~ 1.38 .
Также в этом разделе получены все теплогидравлические параметры для нейтроннофизического расчёта.
Таблица расчетных значений тепловых потоков и параметров теплоносителя по
qs_max ( z ) = ql_max ( z ) =
Tт_max( z ) = Tн_об( z ) =
Tн_об.max ( z ) = Tоб_вн( z ) =
Нейтронно-физический расчет.
Целью нейтронно-физического расчета является формирование первой топливной
загрузки с 3-х годичным циклом в режиме c малой утечкой нейтронов смысл которого
заключается в следующем: топливо с большим обогащением помещается в центр АЗ а с
меньшим – на периферию. После первой кампании реактора топливо из периферийной
зоны выгружается на его место становится топливо из центральной зоны а в центр
ставится свежее топливо. Достоинством этого режима является более экономичное
использование топлива.
Расчет проводится с использованием программы БИПР-7 с соответствующей
библиотекой исходных данных.
2. Исходные данные для нейтронно-физического расчета.
Тепловая мощность реактора кВт
Расход теплоносителя м ч
Температура тн на входе в АЗ °С
Среднее давление в реакторе бар
Размер ТВС под ключ см
Высота активной зоны см
Объем активной зоны л
Число ТВС в углу симметрии
Остальные данные и нейтронно-физические константы приняты такими же как в
проекте реактора ВВЭР-1000.
Так как расчет проводится для трехгодичного цикла перегрузки топлива то количество
кассет с различным обогащением имеет следующий вид:
- обогащение 16% - 4 кассет;
- обогащение 30% - 15 кассет;
- обогащение 44% - 9 кассет.
В конце кампании ТВС с обогащением 16% выгружается. Загружается свежее
топливо с обогащением 44%.
Исходный файл для программы БИПР-7.
'art.out''art.shl'' '' '' '
&RST iname='VVER-1000 by Artemchuk O.''W.BIB'
NK=28NR=7NJ=7654321SIM=6.NZ=10V=27200.
TOPL=113113131335513131313533551500NS=10
H=350.G=104917HR=23.6KBT=2.9E6XKBT=2.9E6KTN=1
AK=4.2524E-4D2=10*1.06SHIFR=123496108
KTOP=91102738425365768194100
VAR(27)=1.VAR(4)=50.100.150.200.250.300.350.
KTSR=8DDR=1.2.3.4.5.6.7.8.8.7.6.5.4.3.2.1.
DR=18.60P1=-0.314P2=0.DZ=18.6DR2=10.28P1DZ=1.00P2DZ=1.00
DZLOWS=-22.DZUPPS=-10.DGOR=-9.1DGOZH=-8.7DGOZB=-9.5
DTOR=-6.E-4DTOZH=1.E-4DTOZB=3.2E-4
NST=-1TST=10*350.HST=1*245.NRG=1NNRG=1NRST=411*0
PAP=160.DH=35.0UPR=1rpol=1.8*0.rpol(7)=1.0.
NR3=-1PKR=0.RXEL(8)=0.RESULT=000000100001102
podr=1.00dtpch=120. rli=20*312.
PDR=1.081.220.861.211.020.910.900.90
PDR2=0.950.880.610.710.751.931.461.47KTOP(100)=11
d2=10*1.020c1=0.0.0.0.9.0.10.0.0.0.rxel(3)=1.
TSM=-1.HST=245.TIN=290.KR=2DT=20.tpf=1000.dtpf=1000.&END
Пояснения к исходным данным приведены в таб.3.2.
Таб.3.2. .Описание управляющих параметров входного файла для БИПР-7.
Число углов симметрии
Число расчетных точек по высоте активной зоны
Шифр сортов топлива (каждые 5 сортов топлива соответ-ствующих
последовательно расположенным ТВС объединя-ются в пятизначное число)
Размер ТВС под ключ (см)
Высота активной зоны (см)
Объем активной зоны (л)
Число рабочих групп регуляторов
Начальный номер рабочей группы
Номера регуляторов по группам
Высоты положения групп регуляторов
Шифр соответствия номера сорта топлива в БКА и массиве ТOPL: первое
число номер сорта в БКА второе число - номер сорта в ТОРL
Коэф-т пропорциональности му ск-тью деления и энерговыра-боткой
Номинальная тепловая мощность активной зоны (кВт)
Реальная мощность активной зоны (кВт)
Расход теплоносителя (м3 час)
Начальное значение концентрации бора в теплоносителе (гкг)
Температура теплоносителя на входе в активную зону (оС)
Давление в реакторе (бар)
Шаг по времени при расчете выгорания
Ключевые (управляющие) параметры
Признак наличия профилирования в ТВС
Расчет переходных процессов и выгорания идет при реальной
Реактор работает на постоянных параметрах все время
Расчет критического состояния
Интерполяция в конце кампании
Перегрузка в конце кампании
Признак обращения к подпрограмме оптимизации.
Расчет борной кампании и кампании на стержнях
3. Использование регулирования.
В исходном файле для БИПР добавляем:
HST = 0 – высота положения групп регуляторов;
UPR = 2 – тип управления (2 – управление стержнями)
RESULT(3) = 1 – расчет эффективности органов регулирования.
Результаты расчета эффективности СУЗ от глубины погружения поглощающих
стержней (таб.3.3.):
HST( 1)= 35.00 см d(Ro)d(H)= 0.0318 H= 17.5 см
HST( 1)= 70.00 см d(Ro)d(H)= 0.0831 H= 52.5 см
HST( 1)=105.00 см d(Ro)d(H)= 0.1234 H= 87.5 см
HST( 1)=140.00 см d(Ro)d(H)= 0.1375 H= 122.5 см
HST( 1)=175.00 см d(Ro)d(H)= 0.1402 H= 157.5 см
HST( 1)=210.00 см d(Ro)d(H)= 0.1390 H= 192.5 см
HST( 1)=245.00 см d(Ro)d(H)= 0.1317 H= 227.5 см
HST( 1)=280.00 см d(Ro)d(H)= 0.1128 H= 262.5 см
HST( 1)=315.00 см d(Ro)d(H)= 0.0769 H= 297.5 см
HST( 1)=350.00 см d(Ro)d(H)= 0.0269 H= 332.5 см
H – высота положения регуляторов (0 – погружение на всю глубину);
Диференциальная эффективность стержней ОР СУЗ
Интегральная эффективность стержней ОР СУЗ
4. Расчет выгорания.
Схема размещения топлива в исходной загрузке и значения обогащения и коэффициент
неравномерности распределения мощности по ТВС приведены на рисунках 3.3. и 3.4.
Рис.3.3. Картограмма. На начало кампании (Т = 0 сут.).
VVER-1000 by Artemchuk Cycle 1 T= 0.0 RoAkt= 0.000 KBT=2.9000E+06 HST=245.0 CB= 1.040
AVERAGE BURNUP IN ASSEMBLYS (MWT*DT U)
RELATIVE POWER-KQN (OTH. Ed.)
PODOGPEBA-DTN (DEGREE C)
G1 A1 G1 G1 A1 G1 G1
I1 – 1.6% 235U. G1 – 3.0% 235U. A1 – 4.4% 235U.
А – порядковый номер ТВС;
D – коэффициент неравномерности
энерговыделения по ТВС;
Рис 3.4 Картограмма. В конце кампании (Т = 287.8 сут.).
VVER-1000 by Artemchuk Cycle 1 T= 287.6 RoAkt= 12.888 KBT=2.9000E+06 HST=245.0 CB= 0.000
С - глубина выгорания В(МВтсуткг);
E – подогрев теплоносителя( С)
Результаты расчета приведены в таблицах 3.4и 3.5
Таб.3.4 Результаты расчета.
Параметры критического состояния для исходной загрузки.
TABLE OF CRIT PARAMETERS CYCLE NUMBER 1
VVER-1000 by Artemch
-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------T
Q-t T-in Kef PAP CB HST NRG K-q (Nk) K-v ( m n) UPR CBcr Q-line H1KR
Таб.3.5 Результаты расчета. Коэффициенты реактивности.
TABLE OF REAKTIVITY KOEFFICIENTS
-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------DG
-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------1.426E-02 -5.496E-06 -1.820E-05 -4.469E-05 -2.493E-06 -3.094E-06 -2.902E-06 7.532E-03 1.228E+01
013E-02 8.754E-06 -1.804E-05 -4.213E-05 -2.478E-06 -3.022E-06 -2.841E-06 7.351E-03 1.228E+01
280E-02 2.024E-05 -1.772E-05 -5.765E-05 -2.442E-06 -3.042E-06 -2.793E-06 7.186E-03 1.228E+01
885E-02 2.964E-05 -1.740E-05 -8.277E-05 -2.401E-06 -3.113E-06 -2.756E-06 7.039E-03 1.228E+01
555E-02 3.754E-05 -1.718E-05 -1.109E-04 -2.368E-06 -3.210E-06 -2.732E-06 6.905E-03 1.228E+01
257E-02 4.430E-05 -1.702E-05 -1.409E-04 -2.345E-06 -3.327E-06 -2.719E-06 6.780E-03 1.228E+01
908E-02 5.028E-05 -1.692E-05 -1.706E-04 -2.328E-06 -3.447E-06 -2.712E-06 6.661E-03 1.228E+01
150E-01 5.563E-05 -1.685E-05 -1.996E-04 -2.316E-06 -3.567E-06 -2.706E-06 6.546E-03 1.228E+01
306E-01 6.040E-05 -1.680E-05 -2.283E-04 -2.306E-06 -3.687E-06 -2.702E-06 6.436E-03 1.227E+01
458E-01 6.463E-05 -1.676E-05 -2.569E-04 -2.299E-06 -3.807E-06 -2.700E-06 6.331E-03 1.227E+01
607E-01 6.838E-05 -1.673E-05 -2.853E-04 -2.294E-06 -3.927E-06 -2.698E-06 6.229E-03 1.227E+01
754E-01 7.170E-05 -1.671E-05 -3.136E-04 -2.289E-06 -4.048E-06 -2.696E-06 6.132E-03 1.227E+01
900E-01 7.463E-05 -1.669E-05 -3.419E-04 -2.285E-06 -4.167E-06 -2.694E-06 6.038E-03 1.227E+01
043E-01 7.722E-05 -1.668E-05 -3.702E-04 -2.282E-06 -4.287E-06 -2.691E-06 5.947E-03 1.227E+01
185E-01 7.951E-05 -1.667E-05 -3.984E-04 -2.279E-06 -4.405E-06 -2.688E-06 5.860E-03 1.226E+01
284E-01 8.318E-05 -1.664E-05 -4.155E-04 -2.274E-06 -4.463E-06 -2.672E-06 5.779E-03 1.226E+01
Таб.3.6 Пояснение к выходным данным.
Тепловая мощность реактора (МВТ)
Температура теплоносителя на входе в активную зону (°С)
Эффективный коэффициент размножения
Концентрация бора в теплоносителе (гкг)
Критическая концентрация бора (гкг)
Высота положения групп регуляторов (см)
Число рабочих групп регуляторов (шт.)
Тип управления(1 – управление бором2– управление стержнями)
Объемный коэффициент неравномерности распределения
Радиальный коэффициент неравномерности мощности
Номер ТВС с максимальной мощностью
Температурный коэффициент реактивности по топливу (1оС)
Температурный коэффициент реактивности по теплоносителю (1оС)
Мощностной коэффициент реактивности (1МВт)
Вывод по нейтронно-физическому расчету.
В результате проведённых расчётов была обеспечена требуемая кампания реактора
при сформированной топливной загрузке активной зоны: коэффициент неравномерности
поля энерговыделения в течение всей кампании был ниже максимально допустимого
значения равного 1.350 максимальное значение составило 1349 в 11-й кассете.
Конструкция реактора:
Водо-водяные энергетические реакторы без кипения воды в активной зоне
доминируют среди других типов реакторов эксплуатируемых в мире в том числе и у нас
Преимущественное использование водо-водяных реакторов в ядерной энергетике
объясняется рядом причин. К ним прежде всего следует отнести то что вода оказалась
наиболее подходящим материалом для ядерных реакторов в качестве замедлителя
теплоносителя. Надо учесть при этом что она недефицитна и весьма доступна издавна
используется в различных отраслях техники и поэтому ее свойства хорошо изучены. Как
замедлитель вода имеет наивысшую замедляющую способность поэтому водо-водяные
реакторы компактны обладают сравнительно высоким удельным энерговыделением с
единицы объема активной зоны в связи с чем может быть получена большая мощность с
единицы объема. Использование воды одновременно в качестве теплоносителя и
замедлителя позволило создать реакторы сравнительно простые по устройству. Водоводяные реакторы обладают высокой устойчивостью и саморегулируемостью благодаря
отрицательному температурному коэффициенту реактивности. Наведенная активность
воды обусловлена короткоживущими нуклидами что несколько упрощает биологическую
защиту и доступ к оборудованию первого контура. Вода как теплоноситель эффективно
Несмотря на указанные преимущества воды использование ее в ядерных реакторах
сопряжено и с рядом трудностей. Сравнительно высокое поглощение нейтронов водой
отрицательно сказывается на балансе нейтронов в активной зоне и предопределяет
применение только обогащенного урана вследствие чего коэффициент воспроизводства в
водо-водяных реакторах сравнительно невысок. Сильное замедление нейтронов в воде
может привести к большим локальным неравномерностям распределения
энерговыделения. Поэтому при конструировании водо-водяного реактора необходимо
предусмотреть равномерное распределение воды в активной зоне. Сравнительно высокая
коррозионная активность воды с конструкционными материалами требует специальной и
дорогостоящей системы водоподготовки что заметно сказывается на эксплутационных
затратах. Для получения приемлемой температуры необходимо высокое давление. В связи
с ограничением температурного уровня для установок с водо-водяными реакторами
характерен цикл с насыщенным паром. Удельный тепловой поток при использовании
водного теплоносителя ограничен критическими тепловыми нагрузками. Все это
необходимо учитывать при сооружении водо-водяных реакторов.
Использование водного теплоносителя позволяет конструировать как реакторы с водой
под давлением так и кипящие.
Технологическая схема энергоблока (ВВЭР-440 ВВЭР-1000)
Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000 имеет два
Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и
циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный
насос (ГЦН) парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из
циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления с помощью
которого в контуре поддерживается заданное давление воды являющейся в реакторе
одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором
ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 4 циркуляционные петли.
Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы паропроводы
паровые турбины сепараторы-пароперегреватели питательные насосы и трубопроводы
деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим
оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия выработанная в
реакторе от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру.
Насыщенный пар вырабатываемый в парогенераторе по паропроводу поступает на
турбину которая приводит во вращение генератор вырабатывающий электрический ток.
В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные
градирни и водохранилище-охладитель.
Первый контур установки предназначен для отвода тепла выделяющегося в реакторе и
передачи его во второй контур в парогенератор.
В состав первого контура входят:
главный циркуляционный насос (ГЦН);
система компенсации давления:
система подпитки и очистки контура;
система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ);
организованные протечки и дренаж спецводоочистки.
Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов
управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого
контура а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля
управления и защиты.
Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора тепловой мощностью
00 МВт отводится теплоносителем с температурой 322°C. Расход воды через реактор
800 кгс а рабочее давление в первом контуре 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель
отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор.
Компоновка АЭС с реактором ВВЭР-1000
Реакторное отделение представляет собой цилиндрическую бетонную оболочку со
сферическим куполом. Все циркуляционные петли одинаковы по длинам одинаковы по
гидравлическому сопротивлению. Циркуляционные петли расположены попарно по обе
стороны реактора в боксах. Между боксами с одной стороны расположены бассейн
выдержки и перегрузки шахта ревизии оборудования реактора транспортный проем с
противоположной стороны-оборудование системы компенсации давления. Емкости
системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) замкнуты попарно на "горячую" и
холодную" нитки трубопровода первого контура.
Реактор установлен на опоре его корпус расположен в бетонной шахте; которая
является и биологической защитной и несущей конструкцией. Для сухой защиты
используется серпентинитовый бетон. Между корпусом реактора и шахтой имеется
кольцевой зазор предназначенный для периодического контроля металла корпуса в связи
с требованиями правил. Верхняя часть шахты снабжена гидрозатвором и соединяется с
бассейном выдержки. При перегрузке верхний объем шахты вместе с бассейном
заливается водой. Нижний объем соединяется проемом снабженным герметичной
дверью с помещением для машины осмотра корпуса.
Электрическая часть ГЦН находится вне боксов недоступных во время работы
установки это дает возможность контролировать работу насосов.
Помещение системы компенсации давления имеет защитное ограждение от боксов ПГ.
Основное оборудование реакторной установки транспортируется мостовым краном.
Заглубление аппаратного отделения составляет 35 м.
Основные пути дальнейшего повышения технического уровня АЭС:
повышение параметров и слабый перегрев пара переход на вертикальные
повышение тепловой мощности реакторной установки;
улучшение маневренных характеристик АЭС;
дальнейшее сокращение объемных показателей реакторного отделения спецкорпуса; совершенствование конструкций снижение материалоемкости снижение
применение двойной герметично-защитной оболочки полного давления с
промежуточным объемом для организации контроля и отсоса радиоактивных
разработка вопросов централизованного хранения радиоактивных отходов и
хранения отработанного топлива.
Конструкция реактора ВВЭР1000
Реактор ВВЭР-1000 корпусного типа АЗ которого с внутри корпусными
устройствами размещена в толстостенном металлическом корпусе диаметр которого
включая размеры подводящих и отводящих патрубков не превышает 4.5 м и снабжен
съемной сферической крышкой. Вертикальный цилиндрический корпус снабжен двумя
рядами патрубков для подвода и отвода теплоносителя (в отличие от ВВЭР-440 корпус
ВВЭР-1000 изготовляется с укороченными патрубками что позволяет несколько
увеличить диаметр самого корпуса при сохранении общего железнодорожного габарита).
Теплоноситель подводиться в реактор через нижний ряд патрубков по кольцевому
пространству между корпусом реактора и подвесной шахтой вода поступает вниз и после
разворота на 180о поступает через нижний блок защитных труб в АЗ. В активной зоне
теплоноситель нагревается и через перфорацию цилиндрической подвесной шахты
отводиться через верхний ряд патрубков. Восходящее движение теплоносителя через
активную зону имеет преимущество поскольку в случае отключения ГЦН происходит
непосредственный переход к естественной циркуляции. Это упрощает также схему
контроля основных параметров на выходе из активной зоны. При указанном направлении
движения теплоносителя корпус реактора охлаждается сравнительно холодной водой.
Недостатком восходящего движения теплоносителя через активную зону является то что
под действием перепада давления ТВС могут всплыть. Чтобы этого не произошло
верхний блок защитных труб выполняет роль нажимного устройства.
—верхний блок; 2—привод СУЗ(системы управления и защиты); 3—шпилька; 4—труба
для загрузки образцов-свидетелей; 5—уплотнение; 6—корпус реактора; 7—блок защитных
труб; 8—шахта; 9—выгородка активной зоны; 10—топливные сборки; 11—теплоизоляция
реактора; 12—крышка реактора; 13—регулирующие стержни; 14—топливные стержни;
—фиксирующие шпонки;
Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением которая
выполняет функцию теплоносителя и замедлителя.
Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого
давления с крышкой имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода
теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта являющаяся опорой для активной
зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних
потоков теплоносителя.
Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС)
содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из
диоксида урана в виде таблеток находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В
тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в
чехол из циркониевого сплава. В свою очередь ТВС также собраны в треугольную
решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические
части ТВС входят в отверстия опорной плиты верхние в дистанционирующую
прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб
дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На
фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ обеспечивающий
уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми
регулирующими органами и как правило жидким поглотителем.
Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса проходит вниз по
кольцевому зазору между шахтой и корпусом затем через отверстия в опорной
конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый
теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб
и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из
В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным
обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс).
Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении
температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное
снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне и в конечной итоге снижение
Корпус реактора ВВЭР1000
Ответственный элемент водо-водяных реакторов – прочноплотный корпус несущий
высокое давление теплоносителя. Корпус-часть ядерного реактора предназначенная для
размещения в ней активной зоны отражателей нейтронов и внутрикорпусных устройств и
для организации отвода тепла. Корпус имеет патрубки для отвода теплоносителя а также
устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
Корпус реактора типа ВВЭР представляет собой сложную конструкцию
цилиндрической формы изготовляемую из цельнокованых обечаек без продольных
сварных швов что повышает надежность эксплуатации. Нижняя часть корпуса где
расположена активная зона как правило выполняется в виде целой цилиндрической
оболочки с эллиптическим днищем без каких-либо врезок и отверстий. Входные и
выходные патрубки для подсоединения главных циркуляционных трубопроводов
теплоносителя а также другие коммуникации располагаются выше верхней части
активной зоны не менее чем на 1000 мм.
При конструировании и изготовлении корпусов ВВЭР ставится задача обеспечения
многолетней - (до 30 лет) надежной эксплуатации реактора при различных режимах.
Корпус реактора работает в очень жестких условиях: высокие давление и температура
теплоносителя мощные потоки радиоактивного излучения значительные скорости
теплоносителя который даже при высокой степени чистоты является коррозионноагрессивной средой. В процессе эксплуатации металл корпуса подвергается
периодическим нагрузкам связанным с колебанием давления и температуры при
установившихся и переходных режимах и с понижением давления до атмосферного и
температуры до 60 °С при плановых и аварийных остановках. Потоки ядерного излучения
циклические нагрузки и длительное воздействие высокой температуры вызывают
постепенное изменение свойств материала. Профилактический осмотры ремонт элементов
корпуса ограничены вследствие их. больше наведенной радиоактивности. Для работы в
таких условиях предпочтительными материалами являются перлитные
низколегированные стали типа 15Х2МФА и 22К. Помимо высоких механических и
пластических свойств вышеперечисленные стали технологична при сварке и изготовлении
поковок массой до 200000 кг и толщиной до 600 мм. Внутренняя поверхность корпуса
обычно покрывается атикоррозионной наплавкой что значительно уменьшает выход
продуктов коррозии в воду реактора. Изготовление корпусов ВВЭР работающих при
высоких давлениях (до 16 МПа) и температуре (до 340 °С) теплоносителя целиком из
нержавеющих сталей невозможно вследствие нетехнологичности и низкой прочности их.
В РФ принято заводское изготовление корпусов водо-водяных энергетических
реакторов и их перевозка по железным дорогам. В связи с этим максимальные габариты
корпуса серийного реактора большой мощности ВВЭР-1000: высота 10880 наружный
диаметр по фланцу 4570 мм укладываются с необходимыми зазорами для перевозки по
железным дорогам РФ. Корпус ВВЭР-1000 имеет два ряда патрубков диаметром 850 мм
по четыре патрубка в ряду для подключения четырех циркуляционных петель главного
циркуляционного контура.
Применение корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить
габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным расположением а
также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока
теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой что частично исключает появление
горячих" пятен в зоне концентраций напряжений у патрубков корпуса.
Однорядное расположение патрубков на корпусах ВВЭР в свою очередь значительно
упрощает технологию и время изготовления корпуса. С увеличением единичной
мощности ВВЭР и расширением строящихся АЭС реакторы с однорядным
расположением патрубков будут предпочтительнее так как определяющим фактором
будет время изготовления а не габариты.
Уплотнение главного разъема и крепление крышки к корпусу осуществляются с
помощью шпилек при этом обеспечивается прочное прилегание торца фланца корпуса к
торцу фланца крышки. Уплотнение главного разъема ВВЭР-1000 осуществляется двумя
прокладками установленными в канавки на торцевой поверхности фланца крышки.
Прокладки изготовлены из труб диаметром 35х5 наружная поверхность которых покрыта
Активная зона реакторов типа ВВЭР набирается из сравнительно плотно упакованных
ТВС в которых размещено ядерное топливо. Зазор между ТВС в 2 мм необходим только
для свободной установки и выемки в процессе их перегрузки.
Активная зона-часть ядерного реактора содержащая ядерное топливо обеспечивающая
заданную мощность и условия для инициирования и поддержания управляемой цепной
реакции деления ядер.
Основные конструкционные характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Эквивалентный диаметр мм
Отношение площади замедлителя к площади топлива в поперечном сечении
Шаг между топливными сборками мм
Рабочее давление МПа
Температура теплоносителя С
на выходе из реактора
Расход теплоносителя через реактор кгс
Гидравлическое сопротивление активной зоны МПа
Гидравлическое сопротивление реактора МПа
Температура теплоносителя на выходе из максимально нагруженной
Загрузка ректора топливом кг
Обогащение топлива %
Скорость теплоносителя мс:
в патрубке реактора (входвыход)
в активной зоне (средняя)
Среднее время работы между перегрузками топлива с
Средняя удельная энергонапряженность объема активной зоны кВтл
Число механизмов регулирования
Активная зона реактора набирается из ТВС определенной формы в соответствии с
картограммой загрузки реактора. ТВС устанавливаются в опорные ячейки днища шахты
своими хвостовиками.
Установленные в реактор ТВС сверху прижимаются блоком защитных труб.
Конструкция подпружиненных элементов головки ТВС обеспечивает зажатие ТВС в
реакторе выход из строя какой-либо пружины не повлияет существенно на усилие
В регулирующих ТВС активной зоны и защитных трубах БЗТ перемещаются
поглощающие стержни обычно выполняемые в виде пучка поглотительных элементов.
Кроме СУЗ реактора основанной на механическом принципе воздействие на
реактивность осуществляется также химическим способом; обычно системой борного
регулирования осуществляется компенсация медленных изменений реактивности.
Предусматривается непрерывный автоматический контроль концентрации борной
кислоты в теплоносителе реактора и других системах первого контура.
В аварийных режимах разрыва главных трубопроводов подача борной кислоты в
реактор осуществляется с помощью системы аварийного охлаждения зоны которая
обеспечивает аварийный:
залив активной зоны из емкостей содержащих водный раствор борной кислоты
аварийный впрыск кислоты высоконапорными насосами и подачу борного
раствора низконапорными насосами.
Срабатывание сигнализации аварийной защиты и блокировок происходит при
отклонении контролируемых параметров от допустимого значения. Как правило в
реакторе предусматривается контроль следующих параметров:
температуры теплоносителя на выходе из ТВС;
давления теплоносителя наг выходе из активной зоны;
перепада давления на активной зоне;
концентрации борной кислоты в теплоносителе;
уровня теплоносителя в реакторе;
температуры корпуса реактора;
плотности главного разъема реактора
приводов СУЗ датчиков термоконтроля и энерговыделения на крышке реактора;
плотности нейтронного потока.
Модернизация активных зон ВВЭР в основном происходит по пути
усовершенствования ТВС и улучшения гидродинамических характеристик
внутрикорпусных устройств а также улучшения использования топлива.
ТВС реактора ВВЭР-1000
ТВС ВВЭР-1000 представляет собой пучок твэлов размещенных по треугольной решетке
с шагом 1276 мм. Внутри циркониевой оболочки твэла размером 91х065 мм
располагаются таблетки топлива диаметром 753 мм из двуокиси урана; с обогащением по
U от 2 до 44%.загрузки UO2 в одном твэле около 1565 г. Твэлы
дистанционируются 15 решетками сотового (ячеистого) типа закрепленными на
центральном канале. Решетка представляет собой набор ячеек приваренных друг к другу
и заключенных в обод. На месте центральной ячейки установлена втулка для крепления
решетки к центральной трубке. Крепление твэла осуществляется шплинтовкой в нижней
решетке. Сама решетка закрепляется в хвостовике ТВС. Осевые усилия в основном
воспринимаются шестигранным перфорированным чехлом толщиной 15 и размером "под
ключ" 238 мм. Высота ТВС с пучком регулирующих стержней составляет 4665 мм. ТВС
содержит 317 твэлов 12 направляющих каналов для стержней регулирования один канал
для датчика замера энерговыделения и полую центральную трубку. В центре
шестигранной головки ТВС находится цилиндрическая втулка в которой крепятся 12
направляющих каналов для поглощающих элементов и канал для датчика замера
энерговыделений. Втулка соединяется с шестью углами головки ТВС ребрами в которых
располагаются подпружинные штыри служащие для зажатия сборки в реакторе
компенсации температурных расширений и технологических допусков. По граням
головки расположены окна для выхода теплоносителя из ТВС.
Характеристики ТВС ВВЭР-1000
Размер ТВС "под ключ" мм
Шаг расположения ТВС мм
Толщина стенки ТВС мм
5(с перфорацией 25% поверхности
Высота ТВС с пучком регулирующих стержней и СВП мм
Шаг размещения твэлов мм
Число направляющих каналов для стержней регулирования
Число каналов для датчиков замера энерговыделений
Размеры направляющих каналов и канала для датчика замера
Размеры центральной трубки мм
В 109 ТВС имеются подвижные регулирующие стержни представляющие собой пучок из
пэлов имеющие пружинные подвески на специальной траверсе. Траверса имеет
захватную головку для соединения со штангой исполнительного механизма СУЗ. Пэл
представляет собой трубку из нержавеющей стали 82х06 мм заглушенную с обоих
концов. Внутри трубки находится сердечник регулирующего стержня диаметром 7 мм
изготовленный из материала с большим сечением поглощения тепловых нейтронов-сплав
алюминиевый + Eu2O3. Высота столба поглощающего материала 3740 мм.
Характеристики регулирующего стержня и СВП ВВЭР-1000
Размеры оболочки регулирующего стержня и СВП мм
Диаметр сердечника регулирующего стержня и СВП мм
Материал сердечника регулирующего стержня
Материал сердечника СВП
Бор в циркониевой матрице
Концентрация естественного бора в материале СВП %
Регулирующие стержни предназначены для быстрого прекращения ядерной реакции в
аварийных ситуациях поддержания заданного уровня мощности перехода с одного
уровня на другой в автоматическом режиме и компенсации изменений реактивности
перемещением поглотителя в активной зоне. Компенсация выгорания и медленных
изменений реактивности производится варьированием концентрации борной кислоты в
теплоносителе. В 42 периферийных ТВС установлены стержни с выгорающим
поглотителем (СВП) (1 % по массе естественного бора циркониевой матрицы). Они
предназначены для выравнивания поля энерговыделения и снижения размножающих
свойств у периферийных ТВС с обогащением топлива 44 % в
начале кампании. Конструкционно пучок СВП и пучок пэлов
выполнены идентично но пучок СВП жестко закреплен в
траверсе и не имеет пазов для соединения со штангой механизма
СУЗ. Пучок СВП закреплен неподвижно в кассете вместо пучка
пэлов. Высота столба выгорающего поглотителя в стержне 3500
ТВС располагаются в днище шахты служащей для крепления
и правильного размещения нижней части ТВС. Ориентация ТВС
в планет однозначна и определяется посадкой в паз днища пальца
на хвостовике сборки. Сверху головки ТВС прижимается
решеткой блока защитных труб в которых имеются
дистанционирующие элементы определяющие правильное
положение рабочих ТВС. Дистанционирование 42
периферийных (нерегулируемых) ТВС производится глухими
втулками закрепленными на нижней плите блока. Общее
количество ТВС в активной зоне ВВЭР-1000 НВАЭС 151из
них с регулирующими стержнями 109Все ТВС
устанавливаются в реактор и извлекаются из него как вместе с
регулирующими стержнями и пучками СВП так и без них.
Головка хвостовик опорные и дистанционирующие решетки
ТВС изготовлены из нержавеющей стали а шестигранные чехлы
и направляющие каналы выполнены из циркониевого сплава.
Безчехловая ТВС ВВЭР
— траверса регулирующих стержней;
— подвижная часть головки;
— направляющая труба пэлов;
— неподвижная часть головки;
— отверстия для прохода теплоносителя;
— дистанционирующая решетка;
— опорная нижняя решетка;
ТВС реактора ВВЭР состоит из верхней головки корпуса и хвостовика. Корпус
шестигранной формы размером под ключ 234 мм. Общей тенденцией в разработке ВВЭР
является повышение и в то же время оптимизация единичной мощности увеличение КПД
повышение надежности отдельных узлов и безопасности эксплуатации а также введение
стандартизации и унификации основных узлов и механизмов что является выгодным и
целесообразным не только при изготовлении оборудования на машиностроительных
заводах но и при эксплуатации производстве ремонтных работ изготовлении запасных
частей. Кроме того стандартизация и унификация узлов и основных механизмов приводят
к повышению качества оборудования.
Со времени пуска в эксплуатацию АЭС с ВВЭР как у нас в стране так и за рубежом
конструкции ТВС претерпели значительные изменения. На первоначальном этапе
проектирования и эксплуатации ТВС были с защитной оболочкой т. е. чехловые (типа
ВВЭР-440) затем появились сборки с перфорированным чехлом. В настоящее время на
всех проектируемых и строящихся АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 преимущество
отдано бесчехловым ТВС.
Бесчехловые ТВС позволяют решить следующие вопросы:
улучшить перемешивание теплоносителя в активной зоне;
уменьшить зазор между соседними ТВС что позволяет разместить в одном и том
же объеме корпуса большее количество ТВС тем самым увеличить мощность
снизить неравномерность энерговыделения за счет плотной упаковки твэлов;
меньшить гидравлическое сопротивление ТВС;
повысить надежность охлаждения в аварийных режимах связанных с течью
теплоносителя за счет поперечной растечки воды из системы аварийного
увеличить количество регулируемых стержней на одну ТВС с целью повышения
прочностных свойств силового каркаса сборки и снижения количества приводов
снизить количество дорогостоящего материала (циркония) применяемого в ТВС.
Твэлы в ТВС закреплены в строго определенных местах с помощью
дистанционирующих и крепежных элементов. Твэлы в шестигранной ТВС обычно
расположены по треугольной разбивке. Дистанционирование стержневых твэлов
осуществляется решетками различного типа.
Опорой для пучка твэлов и направляющих каналов служит нижняя решетка
представляющая собой сильно перфорированную плиту с круглыми отверстиями
расположенными согласно разбивке твэлов к отверстиями обычно произвольной формы
для прохода теплоносителя. Круглые отверстия служат для крепления концевиков твэлов.
Нижняя решетка через систему подкрепляющих ребер соединяется с хвостовиком ТВС.
Нижняя часть хвостовика ТВС обычно имеет форму цилиндра. ТВС устанавливается в
ячейку днища шахты цилиндрической частью хвостовика.
Головка бесчехловых ТВС состоит из неподвижной части которая приваривается к
каркасу направляющих труб и подвижной. Между неподвижной и подвижной частями
устанавливаются пружины обычно фиксируемые направляющими трубами для зажатия
сборки в реакторе компенсации температурных расширений узлов ТВС и
технологических допусков изготовления ТВС. В конструкции головки ТВС
предусматривается подпружднный шток для частичного демпфирования падения пучка
регулирующих стержней при срабатывании аварийной защиты.
Для аварийной остановки реактора автоматического поддержания мощности на
определенном уровне и перевода с одного уровня мощности на другой компенсации
быстрых изменений реактивности выравнивания поля энерговыделений применяются
регулирующие стержни - пэлы.
Пучок пэлов обычно собирается из 15-20 стержней увеличение количества стержней в
одной ТВС приводит к уменьшению приводов СУЗ. Твэлы крепятся на пружинных
подвесках общей траверсы регулирующих стержней. Оболочка поглощающего элемента
как правило изготовляется из нержавеющей стали. Поглощающий материал обычно
карбид бора (В4С) заполняет оболочку которая глушится концевыми деталями.
Надежность и безопасность ТВС при эксплуатации в частности бесчехловых
обеспечивается конструкционными мерами:
твэлы в сборке закреплены так что имеют возможность свободного
температурного роста;
твэлы жестко крепятся в нижней опорной решетке для исключения осевого
дистанционирующие решетки расположенные через 225-250 мм по высоте пучка
препятствуют возникновению вибрации твэлов и их соприкосновению;
контроль плотности нейтронного потока в активной зоне осуществляется
датчиками замера энерговыделения размещенными в центральном канале ТВС;
ТВС надежно зажаты в реакторе за счет размещения в головке достаточного
количества (до 18) пружин.
Выход из строя одной-двух пружин существенно не повлияет на усилия зажатиясборки.
Верхний блок реактора
Верхний блок реактора-устройство предназначенное для уплотнения корпуса
размещения приводов системы управления и защиты (СУЗ) и организации перемещения
аппаратуры внутриреакторного контроля. В состав верхнего блока входят крышка
реактора с патрубками металлоконструкции и приводы СУЗ. В реакторе в качестве
органов СУЗ используется кластерное регулирование. Всего в ТВС находится 331
стержень из них 312 твэлов 18 направляющих трубок для ПЭЛов и одна центральная
каркасная трубка. Все 18 подвижных поглощающих стержней имеют один общий
электромагнитный привод с шаговым двигателем. Охлаждение приводов СУЗ воздушное
что вполне обеспечивает теплоотвод. При использовании кластеров отпала необходимость
в вытеснителях так как при их перемещении объем воды в активной зоне не изменяется.
Преимущество кластеров является еще и то что они относятся к “легким” органам СУЗ и
сравнительно слабо искажают распределение энерговыделения по сравнению с
“тяжелыми” – поглощающими сборками. Толщина крышки зависит от внутреннего
давления в реакторе. На крышках монтируются чехлы для размещения приводов системы
управления и защиты реактора патрубки для вывода датчиков температурного контроля и
энерговыделения. Во фланцах крышек выполняются отверстия под шпильки главного
разъема. Уплотнение главного разъема должно обеспечивать надежное герметичное
соединение крышки с корпусом реактора и технологичность монтажа и демонтажа
верхнего блока при перегрузках реактора. Элементы электрооборудования верхнего блока
(приводы СУЗ штепсельные разъемы датчиков внутриреакторного контроля) как
правило охлаждаются воздухом с помощью системы принудительной вентиляции.
Систему вентиляции верхнего блока организуют вытяжного типа. вокруг каждого
—дистанционирующая обечайка;
—трубка датчиков температурного
—трубка датчиков энерговыделения; 10—
Блок защитных труб (БЗТ) предназначен
для фиксации головок ТВС ядерного
реактора удержания от всплытия
внутрикорпусных устройств и ТВС
активной зоны защиты рабочих органов
СУЗ от воздействия потока теплоносителя.
Конструкционно БЗТ состоит из:
нижней перфорированной плиты
имеющей устройства для фиксации
головок ТВС-ловители ТВС и в
которой закрепляются нижние концы защитных труб и каналов внутриреакторного
из верхней плиты в которой крепятся верхние концы защитных труб и узлы
каналов внутриреакторного контроля;
защитных труб-основной детали БЗТ они защищают рабочие органы СУЗ и
основную часть каналов внутриреакторного контроля от прямого воздействия
ерфорированной обечайки предназначенной для улучшения условий
выравнивания потока теплоносителя перед выходными патрубками реактора а
также для соединения верхней и нижней плит.
Количество и диаметр защитных труб в основном определяются конструкцией
привода СУЗ и ТВС а также эффективностью рабочих органов СУЗ. В настоящее время
на реакторах типа ВВЭР наблюдается тенденция уменьшения количества приводов СУЗ и
увеличения количества пэлов в регулирующем стержне что снижает удельную затрату
металла на единицу вырабатываемой энергии и упрощает подготовку реактора к
В защитных трубах СУЗ устанавливаются направляющие каркасы в которых
перемещаются на значение рабочего хода органы регулирования. В конструкции
направляющего каркаса предусматривается канал для установки чехла под термопару
системы контроля температуры на выходе из активной зоны реактора. В защитных трубах
меньшего диаметра количество которых определяется разводкой внутриреакторного
контроля размещаются направляющие каналы сборок нейтронного измерения и чехлы
под термопары. В конструкции БЗТ предусматривается также установка каналов
нейтронного измерения и чехлов термопар в защитные направляющие каналы
приваренные на наружной поверхности перфорированной обечайки блока защитных труб.
При количестве приводов СУЗ соизмеримом с количеством ТВС в реакторе внутри
защитных труб устанавливаются каналы под сборки нейтронного измерения и термопары
которые одновременно служат направляющими элементами для регулирующего стержня
Для удобства монтажа чехлы внутриреакторного контроля над верхней плитой блока
защитных труб группируются в несколько пучков которые объединяют четыре-пять
чехлов. Эти пучки обычно закрепляются и дистанционируются на верхней решетке БЗТ
при помощи опорных конструкций.
Перфорация нижней плиты рассчитывается так чтобы была возможность обеспечить
скорость теплоносителя равную скорости на выходе из тепловыделяющих сборок. В
верхней решетке БЗТ предусматриваются отверстия для организации охлаждения крышки
реактора и узлов уплотнения главного разъема. К верхней плите БЗТ приваривается
обечайка с опорным фланцем с помощью которого ориентируют в плане и фиксируют
БЗТ в верхней части шахты от вибрации и смещения. Нижней частью БЗТ
устанавливается на подпружинные штыри головок тепловыделяющих сборок сверху он
поджимается фланцем крышки верхнего блока при затяжке уплотнения главного разъема
Оборудование для перегрузки реактора
Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять в определенной
последовательности операции с топливом. К ним относятся: подготовка топлива к
перегрузке перегрузка топлива и установка его в зоне выдержки для уменьшения
радиационной и тепловой активности.
Обычно под термином "перегрузка топлива" подразумевается загрузка в активную зону
реактора свежего топлива и удаление отработанного а также. перестановка
тепловыделяющих сборок внутри активной зоны. Перегрузка топлива производиться при
полном выключении реактора со съемом верхней крышки. Перегрузка осуществляется
один раз в год с заменой только 13 отработавших ресурс ТВС а остальные после их
перестановки для выравнивания энерговыделения по сечению активной зоны продолжают
работать. При этом свежее топливо при каждой очередной частичной перегрузке
загружается на периферию АЗ а в центральной области размещается вперемежку
частично выгоревшее топливо простоявшее соответственно 1 и 2 года.Все оборудование
при помощи которого проводится перегрузка топлива подразделяется на оборудование
для установки свежего топлива в реактор и удаления отработанного и оборудование для
подготовки выполнения этих операций. При помощи последнего проводится установка
свежего топлива в перегрузочную машину подготовка загрузочных патрубков
приведение их в нормальное рабочее состояние и т. д.
Перегрузочное оборудование работает в тяжелых условиях подвергаясь воздействию
нейтронного и g-излучений а также коррозионной среды. В то же время перегрузочное
оборудование должно быть достаточно надежным так как выход его из строя во время
перегрузки может привести либо к аварии либо к длительному простою реактора.
На всех действующих строящихся и проектируемых АЭС с ВВЭР перегрузка
осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в корпусе реактора до
атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа
перегрузки: "сухая" когда ТВС удаленные из реактора перемещаются в зону в
герметичном транспортном контейнере и "мокрая" когда ТВС удаленные из реактора
перемещаются в зону выдержки по каналам заполненным водой.
Отличие их заключается в различных способах транспортировки отработавших ТВС от
зоны реактора до зоны выдержки а также в различном перегрузочном оборудовании: в
сухой" перегрузке используют реакторный кран; манипулятор зоны реактора;
транспортный контейнер; контейнеропровод и манипулятор зоны выдержки а в "мокрой
- только реакторный кран и манипулятор. Правда здесь для мокрой перегрузки указан
состав перегрузочного оборудования на вновь строящихся АЭС на многих действующих
АЭС единиц оборудования имеется больше.
На ВВЭР-1000 зона выдержки размещена вблизи зоны реактора. ТВС извлеченная
манипулятором из активной зоны реактора поступает под слоем воды к шлюзу
соединяющему зону реактора с бассейном выдержки в котором сборка устанавливается в
стеллажи. Затем манипулятор извлекает свежую сборку из стеллажей расположенных
рядом и перемещает ее по тому же пути к активной зона реактора но в обратном
Перегрузочная машина ВВЭР
Перегрузочная машина
предназначается для перемещения
ТВС ядерного реактора под слоем
воды с выполнением следующих
выгрузка отработавших
ТВС из реактора транспортировка и установка их в ячейки стеллажа бассейна
выгрузка свежих ТВС из герметичных пеналов в стеллажах бассейна выдержки;
транспортировка свежих ТВС из бассейна выдержки и установка их в реактор;
ерестановка ТВС внутри реактора;
ыгрузка ТВС из реактора транспортировка и установка их в пеналы контроля
герметичности оболочек (КГО);
установка-извлечение пробок в пеналах КГО и герметичных пеналах;
перегрузка проверенных ТВС из пеналов КГО в реактор или бассейн выдержки в
зависимости от результатов контроля;
зачистка посадочных гнезд под ТВС с помощью специального устройства;
осмотр зоны реактора посадочных гнезд под ТВС в днище корзины и наблюдение
за проведением операций по сцеплению-расцеплению рабочей штанги с
транспортируемыми элементами с помощью телевизионных камер.
Перегрузочная машина состоит из напольного моста с установленной на нем
передвижной тележкой с рабочей штангой и другими механизмами. Управление машиной
производится дистанционно с пульта управления или с пульта местного управления
вручную установленного на мосту в кабине.
Контроль наведения перегрузочной машины на заданную координату аппарата или
бассейна выдержки выполняется по шкалам сельсинов индикаторов сигналы на которые
подают сельсины-датчики сельсинных блоков места и тележки. Визуальный контроль
наведения осуществляется также по индикатору наведения установленному в кабине
управления. Контроль за работой машины над реактором или бассейном выдержки
ведется по видеоконтрольному устройству телевизионной системы также
расположенному в кабине. Кабина машины снабжена принудительной циркуляцией и
рассчитана на работу двух человек - оператора и физика.
Работа перегрузочной машины. За счет перемещения моста и тележки оператор с
пульта управления наводит ось рабочей штанги на заданную координату. С помощью
механизма перемещения рабочей штанги установленного на тележке производится
опускание штанги до тех пор пока захват не состыкуется с выбранной кассетой для
Захватывание кассеты осуществляется поворотом внутренней секция рабочей штанги
на угол 90° по часовой стрелке механизмом поворота. Подъемам рабочей штанги
захваченная ТВС извлекается из реактора и транспортируется в бассейн выдержки.
Опусканием рабочей штанги ТВС устанавливается в ячейку стеллажа (чехла
гермопенала) бассейна выдержки. Поворотом внутренних секций на угол 90° против
часовой стрелки с помощью механизма поворота осуществляется расцепление захвата с
ТВС. Подъемом перегрузочной штанги захват выводится из зацепления с ТВС.
Аналогично производится работа со всеми перегружаемыми элементами.
Рабочая штанга перегрузочной машины предназначена для захвата переноса и
установки элементов ядерного реактора под слоем воды.
Штанга расположена в направляющей трубе с бронзовыми вкладышами которая
крепится на тележке. На направляющей трубе расположено приводное зубчатое колесо с
реечным приводом подъема сцепляемое с рейкой закрепленной на реечной секции.
Приводное зубчатое колесо предназначено для подъема опускания и дожатия
перегружаемого элемента.
Штанга выполнена телескопической и состоит из следующих узлов и механизмов:
трех подвижных секций-наружной (реечной) средней внутренней (первой)
секций причем первая секция снабжена захватной головкой;
троссового привода подъема соединенного тросом с внутренней секцией для
перемещения первой секции относительно средней и реечной соединенных в один
узел либо первой и средней относительно реечной;
тросового привода подъема (опускания) кластера соединенного тросом с захватом)
кластера для перемещения кластера относительно первой секции;
секции поворота на которую насажена рама с зубчатым венцом для зацепления
перегружаемого элемента вращением относительно реечной первой и средней
секции поворота расположены между реечной и средней секциями и опираются
через подшипниковые узлы на;
подшипниковые узлы позволяют вращаться секции поворота вокруг своей оси со
средней и первой секцией расположенными в секции поворота.
Для контроля угла поворота на штанге предусмотрены кинематический редуктор и
командоаппарат с сельсинами-датчиками. Кинематический редуктор соединяется с
секцией поворота через зубчатую передачу. Привод поворота кинематический редуктор
и командоаппарат крепятся на кронштейнах прикрепленных к платформе. Платформа
крепится на реечной секции причем положение платформы г на реечной секции
фиксируется штырем входящим в паз основания платформы. Платформа является
несущей конструкцией всей штанги и подвешивается на тележке перегрузочной машины
на тросах за кронштейны. На раме с зубчатым венцом расположен механизм фиксации
предназначенный для фиксации средней секции в крайнем верхнем и крайнем нижнем
положениях относительно секции поворота. Первая секция рабочей штанги является
одним из основных органов рабочей штанги и состоит из фиксирующей трубы
При нормальной эксплуатации подъем секции осуществляется за рабочий трос а в
случае обрыва рабочего троса нагрузка воспринимается аварийным тросом.
Для уменьшения динамических нагрузок возникающих при обрыве рабочего троса и
передачи их на аварийный трос предусмотрена пружина которая предварительно
поджимается. Захватная головка крепится болтами к первой секции и состоит из: стержня
фиксирующей втулки поджимаемой пружинами ограничителя угла поворота
Зацепление рабочих элементов осуществляется головкой захвата за счет опускания и
поворота захвата со штангой при неподвижном рабочем элементе на угол 90° по часовой
стрелке расцепление производится поворотом на этот же угол в другую сторону.
Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. – 2-е изд.
перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат 1990.- 352 с.
Термодинамические свойства жидкостей и газов. Программа Computer-Aided
Thermodynamic Tables 2. Copyright(c) 1997 by John Wiley&Sons Inc.
Программа БИПР – 7. Инструкция для пользователей. – М.: 1989.
Эксплуатационные режимы ВВЭР. Ф.Я. Овчинников В.В. Семенов. –3-е издание
переработанное и дополненное. М. Энергоатомиздат. 1988.