Водо-водяной энергетический реактор- 440

СРС

На тему: АЭС с типом реактора ВВЭР-440

Выполнила: Мустафина А.А

Проверил: Дьячков В.В

Водо-водяной энергетический реактор- 440

Первое поколение - реакторы ВВЭР-440/230. Первое поколение реакторов ВВЭР-440/230 было разработано в 60-х годах. Десять реакторных установок ВВЭР-440/230 размещены в Болгарии, Словакии и России. Шесть других были остановлены - две в Армении по сейсмическим причинам (в настоящее время уже по экономическим причинам один пущен вновь) и четыре в Грейфсвальде (ФРГ) западногерманскими органами, ответственными за радиационную безопасность, вскоре после объединения Германии в 1990 году. Конструкции этих реакторов присущ ряд недостатков, включая: - отсутствие защитной оболочки; - ограниченная способность аварийного охлаждения активной зоны; - почти полное отсутствие резервирования и разделения оборудования для обеспечения безопасности; - несовершенные контрольно-измерительные приборы и системы управления; - серьезные недостатки пожарной защиты. В 1991 году Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) провело оценку безопасности десяти находящихся в эксплуатации реакторных установок ВВЭР-440/230 и выявило 100 проблем безопасности, относящихся к конструкции и эксплуатации этих установок. Около 60% из них было отнесено к числу серьезных проблем безопасности, требующих немедленного рассмотрения.

Второе поколение - реакторы ВВЭР-440/213. Второе поколение реакторов ВВЭР - ВВЭР-440/213 было разработано в период между 1970 и 1980 годами и является более совершенным по сравнению с реакторами первого поколения. Разработка второго поколения совпала с работой советских проектировщиков над первыми едиными требованиями в области безопасности. В настоящее время около 14 реакторов ВВЭР второго поколения эксплуатируются в России, 2 реактора на Украине, 4 в Венгрии, 4 в Словакии и 2 в Финляндии (последние были модернизированы с помощью западной технологии и оборудования). Недостатки конструкции модели 230 были учтены во втором поколении реакторов модели 213: была усовершенствована и улучшена защитная оболочка и повышена эффективность систем аварийного охлаждения активной зоны. Однако контрольно-измерительные приборы и системы управления станции по-прежнему не удовлетворяют международным нормам. Наиболее усовершенствованные реакторы этого типа эксплуатируются в Финляндии. Финские станции отличаются эффективными защитными оболочками, и на них в значительной степени используются западная технология и оборудование, в частности, контрольно- измерительные приборы и системы управления, а также системы аварийного охлаждения активной зоны.

Схемы АЭС. Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. На рисунке 1 в качестве примера представлена (1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбина; 4 – трансформатор; 5 – генератор; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркулярный насос. Двухконтурная схема АЭС для электростанции с реактором типа ВВЭР.

Водо-водяной энергетический реакторВВЭР 440 предназначен для электростанций, работающих по двухконтурной схеме. Реактор ВВЭР-440 относится к типу корпусных реакторов на тепловых нейтронах, где замедлителем нейтронов и теплоносителем является химически чистая, обессоленная вода. Первый контур включает ядерный реактор ВВЭР-440 тепловой мощностью 1375 МВт и 6 циркуляционных петель, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса, парогенератора, двух запорных задвижек с электроприводами и контурных трубопроводов диаметром 500 мм. Второй контур установки состоит из паропроизводящей части - парогенераторов, турбогенераторов, вспомогательного оборудования машинного отделения и паропроводов. В схему второго контура входят также подогреватели сетевой воды для отопления зданий и сооружений АЭС. Вода первого контура (теплоносителя) нагревается в реакторе и поступает в парогенераторы, где отдает свое тепло воде второго контура. Получаемый в парогенераторах пар подается в турбины АЭС. Второй контур ядерной установки АЭС является нерадиоактивным. Реактор ВВЭР-440 состоит из следующих основных узлов: корпус реактора, внутрикорпусные устройства (шахта реактора, днище шахты, корзина и блок защитных труб), верхний блок, кассеты активной зоны, приводы системы управления и защиты (СУЗ). Активная зона с помощью внутрикорпусных устройств укреплена внутри корпуса реактора и состоит из 349 шестигранных кассет, из которых 312 рабочих установлены неподвижно, а 37 управляющих кассет перемещаются в вертикальном направлении. Управляющие кассеты имеют в нижней части тепловыделяющую сборку, а в верхней – поглощающую надставку. По мере выгорания ядерного топлива в рабочих кассетах в активную зону вводится тепловыделяющая часть управляющих кассет. Аварийная защита корпуса выполняется путем быстрого вывода из активной зоны тепловыделяющей части и ввода поглотителя нейтронов управляющих кассет. Электромеханические приводы СУЗ реечного типа размещаются в чехлах СУЗ верхнего блока и перемещают в вертикальном направлении в активной зоне управляющие кассеты при пуске ядерного реактора, регулировании мощности, компенсировании выгорания топлива, аварийной защите и остановке реактора. Теплоноситель поступает в реактор по шести циркуляционным петлям через входные патрубки корпуса реактора, опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой и, проходя через днище шахты, поднимается к кассетам активной зоны, омывая тепловыделяющие элементы кассет, нагревается в активной зоне и через отверстия перфорации верхней части шахты поступает в шесть выходных патрубков корпуса реактора. Разделение потоков “холодного” и “горячего” теплоносителей осуществляется по поверхности, образованной разделительным кольцом корпуса реактора и кольцевым выступом шахты. Контроль за физическими процессами, происходящими в активной зоне реактора, осуществляется датчиками и приборами дистационного контроля, связанными с пультом управления энергоблоком. Расхолаживание реактора производится за счет естественной циркуляции теплоносителя первого контура. Перегрузка топлива (рабочих и управляющих кассет) производится на остановленном реакторе после его расхолаживания и разуплотнения.

Технические характеристики

Корпус реактора

Корпус реактора представляет собой цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и состоит из цельнокованых точеных цилиндрических обечаек, сваренных между собой кольцевыми швами. Верхняя часть корпуса выполнена из двух обечаек, каждая из которой имеет 6 патрубков диаметром 500 мм: нижний ряд патрубков предназначен для входа теплоносителя, верхний – для выхода теплоносителя. На торце фланца имеет 60 резьбовых отверстий и две уплотнительные поверхности с кольцевыми канавками под установку уплотняющих прокладок. Корпус изготавливается из высокопрочной теплостойкой легированной стали. Внутренняя поверхность корпуса и уплотнительные поверхности на фланце имеют антикоррозионную наплавку. Внутрикорпусные устройства предназначены для компановки активной зоны реактора и системы внутриреакторного контроля, а также для распределения потока теплоносителя через активную зону. Конструкция внутрикорпусных устройств и их крепление между собой и к корпусу реактора позволяют производить извлечение всех узлов из корпуса для их периодичного осмотра во время перегрузок топлива. Материал внутрикорпусных устройств – нержавеющая сталь. Шахта Шахта представляет собой вертикальный цилиндр и устанавливается своим верхним фланцем на кольцевой бурт в горловине корпуса реактора. Верхняя часть шахты перфорирована большим количеством отверстий для выравнивания скорости теплоносителя перед выходными патрубками корпуса реактора. Днище шахты состоит из 2-х решеток: верхней и нижней дистанционирующей, связанных между собой обечайкой и 37-ю обсадными трубами. Корзина состоит из днища и приваренной к нему обечайки. В корзине размещается активная зона. Днище корзины является опорной плитой рабочих кассет, в нем имеется 312 гнезд для их установки и 37 шестигранных отверстий для прохода управляющих кассет. Блок защитных труб Блок защитных труб предназначен для фиксации головок рабочих кассет, для удержания их от всплытия во всех условиях эксплуатации реактора, включая возможные аварийные ситуации, для защиты управляющих кассет и штанг механизмов СУЗ от воздействия потоков теплоносителя. Между шахтой и корпусом реактора на уровне активной зоны расположен экран, закрепленный на шахте. Вместе с обечайками шахты и корзиной он составляет железовидную защиту корпуса реактора от излучения и служит также для выравнивания нагрева стенки корпуса реактора около активной зоны. Верхний блок Верхний блок предназначен для уплотнения (герметизации) корпуса реактора, размещения приводов СУЗ и выводов датчиков внутриреакторного контроля. Верхний блок состоит из сферической крышки с патрубками, чехлов СУЗ, металлоконструкции, систем автономного охлаждения приводов и воздухоудоления, теплоизоляции и площадки для обслуживания. Сферическая крышка выполнена из высокопрочной стали и внутренняя поверхность ее покрыта антикоррозионной наплавкой. К крышке привариваются патрубки для размещения в них приводов, каналов контроля температуры и нейтронного потока. На фланце крышки верхнего блока приварен торовый компенсатор, предназначенных для компенсации разности температурных перемещений корпуса и крышки верхнего блока. Крепление верхнего блока к корпусу реактора осуществляется с помощью 60 шпилек и гаек через нажимное кольцо, а уплотнение поверхности главного разъема осуществляется металлическими кольцевыми прокладками.

ВВЭР-440, модель В213

1. Бак ядерного реактора, 2. Парогенератор, 3. Механизм перезарядки, 4. Шахта отработанного ядерного топлива, 5. Запирающая система, 6. Подпиточная система, 7. Защитный кожух, 8. Запирающая система, 9. Барботажная система, 10. Предохранительные клапаны, 11. Всасыватель воздуха, 12. Турбина, 13. Конденсатор, 14. Турбинный блок, 15. Бак питательной воды с деаэратором, 16. Подогреватель, 17. Кран турбинного зала, 18. Электрическое оборудование и контрольные камеры.