АЭС с реакторами ВВЭР. Лекция 9

Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор. 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.

1-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;
15-фиксирующие шпонки;

Реактор ВВЭР-1000
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.

Система компенсации давления
Система компенсации давления теплоносителя - автономная система ядерного реактора, подключаемая к контуру теплоносителя с целью выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения.
Система компенсации давления в установках с реакторами ВВЭР включает:
· паровой компенсатор давления;
· барбатер;
· импульсно-предохранительные устройства;
· трубопроводы и арматуру.
Давление в компенсаторе создается паровой "подушкой" за счет кипения теплоносителя, нагреваемого электронагревателями, размещенными под свободным уровнем. В переходных режимах при колебаниях средней температуры теплоносителя, связанных с изменением нагрузки или нарушениями в работе оборудования реакторной установки, в первом контуре меняется давление. При этом часть теплоносителя перетекает в контур или из контура в компенсатор давления по соединительным трубопроводам.

Система подпитки первого контура
Система подпитки первого контура обеспечивает подачу питательной воды в главный циркуляционный контур для поддержания заданного уровня теплоносителя в компенсаторе давления.
Она возвращает воду, отбираемую из контура на очистку, осуществляет заполнение первого контура водой, обеспечивает поддержание давления в первом контуре в аварийных ситуациях, связанных с падением давления (разрыв трубопровода, обесточивание станции и т.д.), компенсирует расход организованных протечек из контура, а также малых аварийных.

Программа деятельности государственной корпорации по атомной энергии «Росатом»
2010 Отказ от сооружения новых РБМК
•Разработка нового проекта АЭС-2006 (2-х блочная, технология ВВЭР, мощность 1200 МВт, современные требования безопасности)
до 2012 г. АЭС-2006 – 2 типа: «Московский» (Нововоронежская АЭС-2, Нижегородская АЭС), «С.-Петербургский» (Ленинградская АЭС-2, Балтийская АЭС (
•Новый проект: ВВЭР-ТОИ (на основе «Московского» АЭС-2006, информатизация, оптимизация, перспективные требования безопасности)

Современные РУ ВВЭР-1000
Иран
АЭС "Бушер“
РУ В-446
Индия
АЭС "Куданкулам“
РУ В-412
Реакторные установки ВВЭР-1000
Китай
АЭС "Тяньвань“
РУ В-428

Основные цели при разработке
новых проектов РУ:
повышение единичной мощности;
увеличения срока службы основного оборудования;
повышение КИУМ;
дальнейшее совершенствование систем безопасности;
исключение больших разрывов трубопроводов первого контура за счет внедрения концепции ТПР;
максимальное удовлетворение требований заказчика по качеству, обоснованности проекта, потребительским свойствам, надежности эксплуатации.

Основные целевые показатели :
Номинальная электрическая мощность АЭС-2006 - 1200 МВт (брутто);
Проектный срок службы основного оборудования– 60 лет;
Коэффициент технического использования, усредненный за весь срок службы АЭС – 92%;
Годовой коэффициент использования установленной мощности, усредненный за весь срок службы АЭС – 90%;
Длительность межперегрузочного периода – до 24 месяцев;
Требования к маневренным характеристикам энергоблока – в соответствии с EUR;

Основные параметры РУ
* - целевые показатели

Принципиальная компоновка РУ

Конструктивные решения по основному оборудованию РУ ВВЭР-1200

Основное оборудование РУ
Усовершенствованный реактор
Корпус реактора

Основное оборудование РУ
Парогенератор

Основные технические решения по системам безопасности АЭС-2006
Показатели надежности систем безопасности (для одногодичного топливного цикла):
Целевой показатель- вероятность тяжелой запроектной аварии не должна превышать 1 10-5 1/р-р год

Внешние воздействия, защита от которых предусмотрена в АЭС-2006

Пассивные системы безопасности ВВЭР-ТОИ