В состав первого контура унифицированного ядерного реактора входят следующие компоненты.
1.Реактор. Водо-водяной реактор ВВЭР–1000 на тепловых нейтронах представляет собой цилиндрический сосуд, состоящий из корпуса и съемного верхнего блока с крышкой. В корпусе размещены внутрикорпусные устройства и активная зона реактора, состоящая из тепловыделяющих сборок. В качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является обессоленная вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации. Реактор предназначен для выработки тепловой энергии в составе реакторной установки АЭС.
2.Четыре циркуляционных петли (рис. 2.1), в каждую из ко-
торых входят:
o главные циркуляционные трубопроводы Ду850;
o главный циркуляционный насос ГЦН–195М, предназначенный для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре, который представляет собой вертикальный центробежный одноступенчатый насос с гидростатическим уплотнением вала, консольным рабочим колесом, осевым подводом воды и выносным трехфазным асинхронным электродвигателем с короткозамкнутым ротором;
o парогенератор ПГВ–1000, представляющий собой однокорпусный рекуперативный теплообменный аппарат горизонтального типа с погруженным трубным пучком, предназначен для выработки сухого насыщенного пара.
3.Cистема компенсации давления теплоносителя. Система поддержания давления для создания и поддержания давления в первом контуре, в стационарных режимах ограничения отклонений давления в переходных и аварийных режимах и снижения давления
врежиме расхолаживания.
4.Пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны
(САОЗ), которая состоит из емкостей САОЗ, трубопроводов связи емкостей САОЗ с реактором и арматуры на этих трубопроводах. Система предназначена для аварийного охлаждения активной зоны реактора при разрывах трубопроводов РУ.
31
Рис. 2.1. Циркуляционная петля
5. Система аварийного газоудаления предназначена для уда-
ления парогазовой смеси из первого контура при аварийной ситуации, связанной с оголением активной зоны реактора и возникновением пароциркониевой реакции и выполнена как защитная система безопасности. Система состоит из трубопроводов с арматурой, соединяющих пространство под крышкой реактора, паровое пространство КД, коллекторы первого контура парогенераторов с барботером.
Полный геометрический объем первого контура составляет 370 м3. В табл. 2.1 приведены основные технические параметры реакторной установки В-320, включая большинство параметров первого контура.
32
Таблица 2.1 Технические характеристики реакторной установки
Характеристика |
Значение |
|
|
|
|
Мощность реактора тепловая, номинальная, МВт |
3000 |
|
|
|
|
Мощность энергоблока, электрическая, МВт |
1000 |
|
|
|
|
Давление в 1-м контуре (абсолютное) на выходе |
160 ± 3 |
|
из активной зоны, кгс/см2 |
||
Температура теплоносителя на выходе из реактора, ºС |
320 |
|
|
|
|
Подогрев теплоносителя в реакторе, ºС |
30,3 |
|
|
|
|
Расход теплоносителя через реактор, м3/ч |
84 800 |
|
Паропроизводительность в номинальном режиме, т/ч |
5880 |
|
|
|
|
Давление во 2-м контуре (в ПГ), абсолютное, кгс/см2 |
64±2 |
|
Температура пара при номинальной нагрузке, ºС |
278,5±2 |
|
|
|
|
Влажность генерируемого пара, %, не более |
0,2 |
|
|
|
|
Температура питательной воды, ºС |
220±5 |
|
|
|
|
Количество ТВС в активной зоне, шт. |
163 |
|
|
|
|
Количество твэлов в ТВС, шт. |
312 |
|
|
|
|
Количество регулирующих стержней в ТВС, шт. |
18 |
|
|
|
|
Количество приводов СУЗ, шт. |
61 |
|
|
|
|
Рабочая скорость перемещения, регулирующих стержней в |
2 |
|
режиме регулирования, см/с |
||
|
||
Производительность ПГ, т/ч |
1470 |
|
|
|
|
Количество твэл в активной зоне, шт. |
50 856 |
|
|
|
|
Расчетное давление в 1-м контуре, кгс/см2 |
180 |
|
Расчетная температура, ºС |
350 |
|
|
|
|
Температура теплоносителя на входе в реактор, ºС |
289,7 |
|
|
|
|
Среднее обогащение топлива, % |
3,13 |
|
|
|
|
Количество петель |
4 |
|
|
|
|
Количество парогенераторов |
4 |
|
|
|
|
33 |
|
2.2. Компоновка оборудования 1-го контура РУ В-320
Оборудование 1-го контура заключено в предварительнонапряженную железобетонную герметичную оболочку (рис. 2.2), имеющую форму цилиндра со сферическим куполом и плоским основанием. Внутри герметичная оболочка облицована листовой сталью марки ВСт3сп5 толщиной 8 мм.
На рис. 2.3 представлено расположение оборудования 1-го контура в гермозоне.
В плане четыре циркуляционные петли (рис. 2.4) и оборудование, входящее в их состав, размещены попарно в двух диаметрально противоположных от реактора боксах. Реактор установлен в центре аппаратного зала в бетонной шахте. Корпус реактора размещен и зафиксирован от перемещений в плане опорным буртом на опорном кольце, закрепленном в опорной ферме
Рис. 2.2. Герметичная оболочка
34
бетонной шахты реактора. Фланец корпуса реактора закрепляется и фиксируется от перемещений в плане с помощью упорного кольца, закрепленного также в опорной ферме шахты реактора.
Рис. 2.3. Расположение оборудования в гермозоне:
1 – ГЦН; 2 – главный циркуляционный трубопровод Ду 850; 3 – реактор; 4 – парогенератор; 5 – компенсатор давления
Обеспечение сейсмостойкости оборудования РУ реализовано, в основном, за счет установки гидроамортизаторов, которые препятствуют большим смещениям оборудования и трубопроводов относительно оболочки и друг относительно друга при воздействии землетрясения.
С точки зрения обслуживания, компоновкой предусмотрено деление здания на зоны обслуживаемые и необслуживаемые. Так, например, электродвигатели ГЦН и электродвигатели арматуры на трубопроводах САОЗ и трубопроводах системы компенсации объема, нуждающиеся в частичном обслуживании, защищены стенами от оборудования, обладающего большой активностью (главные циркуляционные трубопроводы, парогенераторы).
35