Каталог :: Физика

Реферат: Водо-водяные энергетические реакторы ВВЭР-1000, 640, 440

      Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000      
     Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки с
реактором ВВЭР-1000.
Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя главный циркуляционный
контур, систему 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, главный циркуляционный насос и главный
циркуляционный трубопровод с условным диаметром 850 мм (Ду 850), соединяющий
оборудование петли с реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной
зоне реактора отводится теплоносителем, прокачиваемым через нее главными
циркуляционнными насосами. Из реактора “горячий” теплоноситель по главным
циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы, где отдает тепло
котловой воде второго контура и затем главными циркуляционными насосами
возвращается в реактор. Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов
сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.
     Реактор ВВЭР-1000
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

Корпус реактора 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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

Реакторная установка ВВЭР-640 В 90-х годах в рамках Государственной программы “Экологически чистая энергетика” разработан проект АЭС нового поколения средней мощности с реактором типа ВВЭР электрической мощностью 640 МВт ( реакторная установка В- 407). Практически с самого начала к разработке технического проекта корпуса реактора, технических проектов противоаварийной оболочки и крупномасштабного стенда процессов подключилось ОКБ ОАО “Ижорские заводы”. Проект АЭС нового поколения соответствует всем современным мировым и отечественным нормативным требованиям по безопасности при обеспечении конкурентоспособности с лучшими мировыми аналогами по технико-экономическим показателям. ОАО “Ижорские заводы” является поставщиком всего комплекта оборудования, как находящегося под герметичной оболочкой безопасности, так и вспомогательного корпуса - (“ядерный остров”). Ответственность ОАО “Ижорские заводы” распространяется, не только на изготовление и поставку оборудования, но и на весь его жизненный цикл, начиная с монтажа и до снятия АЭС с эксплуатации. Опыт и возможности ОАО “Ижорские заводы”, накопленные при комплектной поставке оборудования атомных энергетических установок для ВМФ России, атомных элетростанций с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 гарантируют максимально возможную степень выполнения монтажных работ на заводе- изготовителе, обеспечивающую надлежащие качество и ускорение при монтаже и пуске оборудования в эксплуатацию на АЭС. Система обеспечения качества ОАО “Ижорские заводы” сертифицирована Британским бюро “Веритас” на соответствие международным стандартам ИСО-9001. На основе сертифицированной системы качества получен сертификат на производство сосудов давления по Коду ASME, а также другие виды продукции. Основные технические задачи, решаемые проектом АЭС с ВВЭР-640 Повышение уровня безопасности должно осуществляться за счет максимального использования опыта создания и эксплуатации блоков с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000; снижение чувствительности АЭС к ошибкам персонала и экстремальным внешним событиям; повышение безопасности АЭС должно обеспечиваться пассивными системами в различных аварийных ситуациях, при отказе аварийных дизель-генераторов, включая перегрузку топлива и ремонтные работы, в принципе без ограничения времени; улучшение удельных технико-экономические показателей по топливу, металлопрокату, железобетону и т.д., за счет оптимизации систем, оборудования и усовершенствования активной зоны. Основные отличия АЭС с ВВЭР-640 Обеспечение останова, расхолаживание реактора и отвода остаточного тепла, как при плотном контуре, так и при его разгерметизации, набором пассивных систем, не требующих для работы вмешательства оператора и подачи энергии извне; возможность компенсации запаса реактивности во всех состояниях до температуры 1000 С; использование двойной защитной оболочки; возможность хранения отработанного топлива вплоть до вывода блока из эксплуатации; снижение общего количества отходов и их переработка в сухое негорючее состояние; резервирование энергоснабжения двумя системами (каждая система состоит из двух каналов) дизель-генераторов и возможность контроля АЭС только от аккумуляторных батарей; повышение коэффициента полезного действия(КПД) станции, за счет увеличения номинального давления на выходе из парогенераторов до 7 Мпа; улучшение технико-экономических показателей. Реакторная установка и системы безопасности Все реакторное оборудование, расположено внутри металлической оболочки “ядерного острова” АЭС, а в шахте реактора установлено оборудование и системы, предотвращающие развитие аварийной ситуации даже при запроектной аварии, такой как расплав активной зоны реактора. Основные характеристики реакторной установки

Наименование

Размерность

АЭС с РУ В-407

1.Расчетный срок службы: корпуса реактора

год

60

2.Тепловая мощность реактора

МВт

1800

3.Число циркуляционных петель

шт.

4

4.Паропроизводительность

т/ч

3576

5.Загрузка активной зоны

т

68,64

6.Средняя глубина выгорания

МВт.сут/кгU

39,6

7.Давление теплоносителя на выходе из реактора

МПа

15,7

8.

Температура теплоносителя

-вход в активную зону

-выход из активной зоны

- количество приводов СУЗ

С0

С0

шт

293,9

323,3

121

9.Тип парогенераторов

Горизонт.

10.Давление пара на выходе из парогенератора

МПа

7,06

11.Средняя энергонапряженность активной зоны

кВт/л

64,5

Активная зона Активная зона реактора В-407 состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), в которых размещены поглощающие стержни системы управления и защиты (ПС СУЗ) и невыемные СВП (стержень выгорающего поглотителя). В качестве топлива для ТВЭЛ используется слабообогащенный дисоксид урана, применяемый в настоящее время в АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Длительность работы стационарной топливной загрузки составляет 298 эф.сут, средняя глубина выгорания выгружаемого топлива ROшл =39,6 Мвт.сут/кг U. В максимально выгоревшей ТВС эта величина составляет 45,5 Мвт.сут/кг U, в максимально выгоревшем твэле 49,0 Мвт.сут/кг U, в максимально выгоревшей топливной таблетке 54,1 Мвт.сут/кг U. Главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА При создании ГЦНА учитывался многолетний опыт по созданию и эксплуатации ГЦНА на АЭС с ВВЭР, а также результаты научно-исследовательских и опытно- конструкторских работ с длительной проверкой ресурса работы основного узлов. Компенсатор давления В качестве компенсатора давления, применяется хорошо отработанный и эксплуатирующийся в настоящее время компенсатор давления ВВЭР-1000. Парогенератор Парогенератор представляет собой однокорпусной теплообменный аппарат горизонтального типа. Все конструкционные материалы, которые применяются для изготовления парогенераторов прошли опыт эксплуатации на АЭС с ВВЭР-1000 и АЭС с ВВЭР-440. Обеспечение безопасности При авариях с полным обесточиванием (потеря электропитания собственных нужд и блочных дизельгенераторов) подключается система пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов, обеспечивающая расхолаживание реакторной установки и отвод тепла к бакам аварийного отвода тепла. При авариях, сопровождаемых потерей теплоносителя первого контура в реактор подается раствор борной кислоты от гидроемкостей САОЗ. Давление срабатывания гидроемкостей САОЗ -4.0 МПа. При дальнейшем снижении давления в первом контуре следует залив активной зоны из емкостей САОЗ. Теплоноситель, вытекающий в течь, собирается на полу герметичной оболочки в бассейне аварийного отвода тепла. Для гарантированного открытия емкостей САОЗ, при снижении давления в первом контуре до 0,6 Мпа, происходит автоматическое открытие клапанов разгерметизации, соединяющих реактор с бассейном перегрузки. По мере опорожнения первого контура, аварийных гидроемкостей емкостей САОЗ уровень в аварийном бассейне повышается выше уровня выходных патрубков реактора. После опорожнения емкостей САОЗ образует контур естественной циркуляции: активная зона - клапан разуплотнения над активной зоной - бассейн перегрузки - клапан разуплотнения под активной зоной - активная зона. Отвод тепла от бассейна перегрузки происходит за счет испарения части теплоносителя с последующей конденсацией пара на стенках и в объеме металлической защитной оболочки и возврата конденсата в аварийный бассейн. Подпитка бассейна перегрузки осуществляется из аварийного бассейна через клапан связи бассейна перегрузки с аварийным бассейном. Отвод тепла от защитной оболочки осуществляется через стенку к воде системы отвода тепла от герметичной оболочки (JMA) за счет естественной циркуляции между баком аварийного отвода тепла каналами охлаждения оболочки. Запас воды в баке рассчитан на отвод тепла в течение не менее 24 часов, с учетом принципа единичного отказа. В соответствии с концепцией безопасности послеаварийными мероприятиями предусмотрено, что остаточные тепловыделения после 24 часов будут отводиться с помощью систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности, имеющих нетеряемый источник охлаждающей воды и надежное электроснабжение от блочных дизельгенераторов. Технико-экономические показатели Существенное повышение экономической эффективности данной разработки осуществляется, как за счет значительного снижения удельных показателей по строительным работам, металлоемкости элементов и оборудования, повышения эффективности использования ядерного топлива и увеличения проектного срока эксплуатации АЭС, так и за счет применения технических решений и научных исследований для реконструкции действующих АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Факторы, непосредственно влияющие на экономическую эффективность: - снижение (в 1.5-2 раза) удельных показателей на строительные работы, прямо влияющих на капитальные затраты при сооружении АЭС. - Сокращение (примерно в 2 раза) численности эксплуатационного персонала; - Увеличение (примерно на 20-25%) эффективности использования ядерного топлива; - Увеличение проектного срока службы АЭС до 50 лет. Факторы косвенно влияющие на экономическую эффективность: -Более высокий уровень безопасности ( снижение вероятности аварий на 2 порядка по сравнению с действующими АЭС); - Снижение влияния АЭС на экологическую обстановку; - Сокращение общего годового количества радиоактивных отходов за счет применения соответствующих технологий для переработки твердых, жидких и газообразных продуктов. Технико-экономические показатели АЭС с ВВЭР-640 были проанализированы в рамках выполнения работы “Совместное Параллельное Исследование Альтернатив Развития Ядерной Энергетики для России (JPNAS)”. По заказу Министерства энергетики США и Минатома России специалистами Брукхэвенской Национальной Лаборатории (DNL) с привлечением других организаций выпущен отчет, который показал, что технико-экономические показатели данной АЭС соответствуют современным международным требованиям. Таблица сравнения экономических показателей АЭС России и США

Показатели

USA

USA

USA

Россия

Россия

Традиционный блок 600 Мвт единичный

Усовершенство-

ванный АР600, сдвоенный

Усовершенство-

ванный АР600, ВВЭР-640

Трехблочная АЭС, блоки

Одноблочная АЭС, блок ВВЭР-640

Удельные капвложения, дол/кВт

2330

1700

1525

1116

1230

Удельная себестоимость:

Капитальная составляющая,

цент/кВт.ч / проценты

3,9 /66,1

2,8 /63,6

2,6 /65,0

1,84 /57,0

2,27 /61,5

Топливная составляющая

цент/кВт.ч / проценты

0,6 / 10,2

0,5 / 11,4

0,5 / 12,5

0,72 / 22,3

0,72 / 19,5

Расходы на эксплуатацию и техническое обслуживание цент/кВт.ч / проценты

1,3 /22,0

1,0 /22,7

0,8 /20,0

0,47 /14,6

0,49 /13,3

Снятие с эксплуатации

цент/кВт.ч / проценты

0,1 / 1,7

0,1 / 2,2

0,1 / 2,5

0,06 / 1,8

0,07 / 1,9

Прочие бюджетные затраты

цент/кВт.ч / проценты

---

0,14 / 4,3

0,14 / 3,8

Всего:

цент/кВт.ч / проценты

5,9 / 100

4,4 / 100

4,0 / 100

3,23 / 100

3,69 / 100

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-440 Предназначен для атомных 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
Тепловая мощность, МВт

1375000

Электрическая мощность(блока) кВт

440000

Количество циркуляционных петель

4

Давление в реакторе, (кгс/см)
Номинальное рабочее

125

Максимально допустимое (расчетное)

140

Средняя температура теплоносителя на
выходе из реактора (С)

297 2

подогрев в реакторе, С

27 2

Скорость перемещения управляющей кассеты см/с
Рабочая

2

Аварийная

20-30

Число петель

6

Расход теплоносителя через реактор, см/ч

45000

Масса реактора, т, не более
Сухого

573

С водой

683

Масса загруженного топлива по металлическому урану, т

42

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.