Водо-водяные реакторы

Введение

Устройство, в  котором  осуществляется  регулируемая  цепная  реакция  деления  ядер  тяжелых элементов,  называется  ядерным  реактором.  В  качестве  ядерного  топлива  используют  как  природные  изотопы  ²³⁵U,  так и искусственные изотопы ²³³U,  ²³⁹Pu  и др.  Ядерная энергия,  освободившаяся  в результате  цепной  реакции деления,  превращается  в теплоту,  которая теплоносителем  отводится из  реактора.  В зависимости от  схемы АЭС бывают:  одноконтурные,  двухконтурные и трехконтурные.

В  одноконтурной  АЭС  пар  образуется  непосредственно  в  реакторе.  Следовательно, реактор  одновременно является  и  парогенератором.  Одноконтурные АЭС  проще  и  дешевле,  они  содержат  минимальное  число  элементов  оборудования.  Вместе  с  тем  под  влиянием  облучения  в  реакторе  рабочее  тело  (вода  и  пар)  становится  радиоактивным,  в  связи  с чем не  только  реактор,  но  и другое  оборудование  водопарового  тракта  электоростанции  должно  иметь биологическую защиту.  Загрязнение пара  приводит  к образованию отложений в элементах оборудования.  Так как эти отложения радоактивны,  то  ремонт  оборудования  затрудняется.

В  двухконтурной АЭС  нагреваемый  в  реакторе  поток  жидкости, газа  или  расплава  металла  является  теплоносителем,  который  передает  теплоту  рабочему  телу  в  парогенераторе.  Следовательно,  в  двухконтурной  АЭС  появляется  дополнительное  оборудование  -  парогенератор,  удорожающий  электростанцию.  Для  передачи  теплоты  от  теплоносителя  рабочему  телу  в  парогенераторе  необходим  перепад  температуры.  Поэтому  при  водном  теплоносителе  температура  поступающего  в  турбину  пара ниже,  чем в одноконтурной АЭС.  Наличие двух  контуров  приводит  к необходимости поддерживать  в реакторе  более высокое давление,  чем давление  пара,  направляемого в турбину.  Вместе  с тем двухконтурные АЭС имеют преимущества  перед  одноконтурными,  так как радиоактивность распространения только  в пределах  первого контура,  и поэтому вскрытие  турбины и другого оборудования  в пределах  второго контура для ремонта безопасно.  Биологическая защита  необходима  только  на  первом  контуре.

В  трехконтурной АЭС  в качестве  теплоносителя  первого  контура  применяют  жидкий  натрий.  Под  влиянием  облучения в реакторе,  натрий  склонен к активации с образованием  изотопа с высокой энергией  гамма-излучения.  Поэтому  первый  контур  отделяют  от  рабочего  контура  промежуточным  -  вторым  контуром.  Теплоносителем  второго  контура  является  также  Na  или сплав Na-K.  Для защиты  второго контура,  от попадания в него при нарушении плотности радиоактивного  натрия  первого контура,  давление  во  втором  контуре поддерживается  большим,  чем в первом  контуре.  Рабочим телом третьего  контура служит  вода.  В трехконтурных АЭС   биологическая защита  распространяется  на  первые  два контура.

Принципиальная  схема водо-водяного реактора

На рис. 1 представлена принципиальная схема водо-водяного реактора. Активная зона реактора представляет собой толстостенный сосуд, в котором находятся вода и погруженные в нее сборки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) (Толстостенный потому, что давление в нем относительно высокое, обычно 150 - 200 атм). Тепло, выделяемое ТВЭЛами, забирается водой, температура которой значительно повышается.

На рис. 2 схематически представлены основные элементы АЭС с водо-водяным реактором на тепловых нейтронах - реактор и парогенератор. Схема в данном случае является двухконтурной. Вода, соприкасающаяся в активной зоне реактора с ТВЭЛами и поэтому делающаяся нагретой и радиоактивной, передает тепло в парогенераторе также воде (воде второго контура), но не протекающей через активную зону и вследствие этого не представляющей опасности с точки зрения радиоактивного излучения. Вода второго контура должна в результате перехода тепла от воды первого контура не только стать нагретой, но и быть превращенной в пар.

Читатель может задать вопрос: возможно ли испарить воду второго контура  за счет тепла воды первого контура?

Оказывается, это вполне возможно и даже весьма просто.

Температура парообразования, т. е, температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Чем выше давление, тем выше и температура парообразования. Так, например, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) - это как раз обычное давление пара в конденсаторе паросиловой установки - температура парообразования (конденсации) равна 29° С; при давлении 1 ата температура парообразования 99,6° С; при давлении 160 ата - уже 347,3° С. Поэтому, если давление воды в первом контуре выше, чем во втором, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдаваемого водой первого контура. Так практически и поступают.

Например, в водо-водяном реакторе (ВВЭР) мощностью 1 млн. кВт, установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура - 60 ата. Температура парообразования равна соответственно 347,3 и 275,6° С.

Как уже говорилось выше, а теперь это подтверждается приведенными цифрами, давление в реакторе приходится брать  высоким. Поэтому, повторяем, активная зона реактора должна быть размещена в толстостенном корпусе, выполненном из высококачественного металла.

На рис. 3 представлена схема АЭС  с водо-водяным реактором на тепловых нейтронах. Темной линией на этом рисунке выделены элементы (реактор и парогенератор), свойственные АЭС. Остальное оборудование (паровая турбина, электрический генератор, конденсатор пара, водяной насос) в принципе не отличается от оборудования ТЭС (см. рис. 2). Главное различие между ТЭС и АЭС заключается в том, что в схеме последней вместо котла, работающего на органическом топливе, имеется атомный реактор, а также специфический парогенератор. Работа АЭС, представленной на рис. 11, не требует пояснений.

Следует заметить, что реакторы описанного типа (ВВЭР) (В других странах их обычно именуют PWR - реакторы с водой под  давлением. )получили в энергетике (суммарно во всех странах мира) наиболее широкое применение: их доля составляет около 60%. Конструкция этих реакторов за последние 20 лет не претерпела существенных изменений.

Концепция безопасности реакторов  ВВЭР второго поколения практически  исключает возможность серьезного повреждения активной зоны из-за плавления  ядерного топлива или недопустимой скорости выделения энергии. Иначе  говоря, вероятность выхода радиоактивных  продуктов за пределы защитных барьеров с превышением допустимого уровня облучения и загрязнения окружающей среды не должна превышать 10-6 - 10-7 1/реакторхгод, т. е. практически такой случай исключается

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

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

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

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

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

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

Заключение

 Следует заметить, что реакторы описанного типа (ВВЭР) (В других странах  их обычно именуют PWR - реакторы с водой под давлением) получили в энергетике (суммарно во всех странах мира) наиболее широкое применение: их доля составляет около 60%. Конструкция этих реакторов за последние 20 лет не претерпела существенных изменений.

Концепция безопасности реакторов  ВВЭР второго поколения практически  исключает возможность серьезного повреждения активной зоны из-за плавления  ядерного топлива или недопустимой скорости выделения энергии. Иначе  говоря, вероятность выхода радиоактивных  продуктов за пределы защитных барьеров с превышением допустимого уровня облучения и загрязнения окружающей среды не должна превышать 10^-6 - 10^-7 реактор в год, т.е. практически такой случай исключается.