Материал: Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000

Существует так называемое условие невсплытия ТВС:

т.е. расход через проходное сечение центрального отверстия в нижней части направляющего канала должно быть меньше площади проходного сечения кольцевого зазора между стержнем ПС СУЗ и стенками направляющего канала. В настоящее время при наличии двух отверстий это условие соблюдается и угрозы всплытия ОР СУЗ нет, даже в отсутствие электропитания на приводах.

Компоновка оборудования 1-го контура и расположение его по отметкам позволяют осуществлять расхолаживание реактора в режиме естественной циркуляции. Проектом РУ с ВВЭР-1000 предусматривается использование естественной циркуляции теплоносителя 1-го контура для охлаждения активной зоны остановленного реактора в режимах с отключением всех ГЦН.

В случае обесточения или отключения всех ГЦН создается теплоотвод от активной зоны РУ за счет создания естественной циркуляции теплоносителя в 1-м контуре (согласно данным ОКБ «Гидропресс» на естественной циркуляции возможен теплоотвод до 10 % мощности РУ без превышения предельных параметров ТВС). Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (твэлов). Твэлы заполнены слабообогащенной двуокисью 235U. В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР-1000 реализован трехлетний топливный цикл, т.е. каждая ТВС используется в реакторе в течение трех кампаний.

Регулирование реактивности (и, тем самым, тепловыделения) осуществляется перемещением органов регулирования с твердым поглотителем, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор допускает при разогреве-расхолаживании скорость изменения температуры теплоносителя:

•при разогреве − 20 °С/ч;

•при расхолаживании − 30 °С/ч;

•при ускоренном расхолаживании − 60 °С/ч.

Ускоренное расхолаживание допускается только при течах теплоносителя из первого контура во второй. Проектный срок службы реактора 30 лет (кроме оборудования, заменяемого в процессе эксплуатации, с учетом его назначенного срока службы).

41

Реактор в период работы между перегрузками обеспечивает выработку энергии эквивалентной тепловой мощности 3000 МВт в течение не менее 7000 эффективных часов.

Конструкция реактора и способ его закрепления совместно с системами СУЗ и САОЗ обеспечивают его безопасный останов и расхолаживание при максимальном расчетном землетрясении 7 баллов, а в случае применения дополнительного закрепления верхнего блока 9 баллов по шкале MSK-64. Кроме того, прочность реактора обеспечивается при одновременном воздействии нагрузок, вызванных максимальным расчетным землетрясением и разрывом трубопровода Ду-850 по полному сечению (МПА).

2.4. Конструкция реактора ВВЭР-1000

Реактор представляет собой вертикальный герметичный сосуд цилиндрической формы с эллиптическими днищем и крышкой с установленными внутри него внутрикорпусными устройствами, в которых размещены:

топливная загрузка ТВС (активная зона); органы регулирования СУЗ; пучки СВП; каналы нейтронного измерения;

каналы температурного измерения; образцы-свидетели.

Реактор состоит из следующих основных узлов: корпуса; внутрикорпусных устройств (шахта, выгородка, БЗТ); активной зоны; верхнего блока;

каналов внутриреакторных измерений; блока электроразводок.

На крышке реактора установлены и закреплены приводы СУЗ.

2.4.1. Корпус реактора

Корпус реактора (рис. 2.8) устанавливается и фиксируется от перемещений в плане опорным буртом на опорном кольце, закрепленном в опорной ферме бетонной шахты реактора. Фланец

42

корпуса реактора закрепляется и фиксируется от перемещений в плане с помощью упорного кольца, закрепленного в упорной ферме шахты реактора.

Корпус реактора работает в очень жестких условиях: высокие давление и температура теплоносителя, поток нейтронов с энергией более 0,5 МэВ – около 5,7·1019 нейтр·с/см2, значительные скорости теплоносителя, который даже при высокой степени чистоты является коррозионно-активной средой.

Рис. 2.8. Корпус реактора ВВЭР-1000:

1 – фланец корпуса; 2 – наплавка; 3 – бурт для установки шахты внутрикорпусной; 4 – бурт для установки кольца упорного; 5 – верхняя обечайка зоны патрубков; 6 – кольцо разделительное; 7 – нижняя обечайка зоны патрубков; 8 – опорный бурт; 9 – опорная обечайка; 10 – обечайка цилиндрической части; 11 − кронштейн-виброгаситель; 12 – обечайка цилиндрической части; 13 – эллиптическое днище; 14 – транспортная обечайка; 15 – патрубки Ду 300; 16 – патрубки Ду 850; 17 – патрубок КИП Ду 250; 18 – резъбовые гнезда; 19 – антикоррозионная наплавка

43

Корпус реактора предназначен для размещения в нем внутрикорпусных устройств:

1)шахты;

2)выгородки;

3)блока защитных труб;

4)топливной загрузки тепловыделяющих сборок;

5)органов регулирования СУЗ;

6)пучков СВП;

7)каналов нейтронного измерения;

8)каналов температурного контроля;

9)сборок образцов-свидетелей корпусной стали.

Корпус реактора представляет собой сварной цилиндрический сосуд высокого давления, который состоит из:

1)фланца;

2)двух обечаек зоны патрубков;

3)опорной обечайки;

4)нижней обечайки;

5)эллиптического днища.

Фланец и все обечайки выполнены цельноковаными, днище – штампованное из заготовки. Патрубки Ду 850 вытянуты из основного металла обечайки зоны патрубков методом горячей штамповки и не требуют приварки промежуточных втулок при изготовлении корпуса реактора. На патрубках САОЗ и патрубке КИП, напротив, в процессе изготовления корпуса при помощи электрошлаковой сварки устанавливаются промежуточные втулки.

В качестве основного материала корпусов реакторов применена аттестованная для корпусов и трубопроводов сталь 15Х2НМФА и 15X2НМФА-А, толщина цилиндрической части корпуса (без наплавки) – 192,5 мм.

Зона патрубков состоит из двух обечаек, в каждой из которых имеется по четыре главных циркуляционных патрубка Ду 850: в нижней обечайке для входа теплоносителя, в верхней – для выхода. На уровне осей верхнего и нижнего рядов патрубков Ду 850 расположены по два (всего четыре) отверстия с патрубками Ду 350 (351×36 мм) для организации аварийного охлаждения активной зоны реактора.

Патрубок Ду 250 служит для вывода замеров:

• давления над активной зоной;

44

•перепада давления на активной зоне;

•уровня в реакторе при перегрузке топлива;

•двух линий отбора проб теплоносителя.

На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков приварено разделительное кольцо. На уровне нижнего ряда патрубков Ду850 в обечайке выполнены также два патрубка Ду 300 для подсоединения трубопроводов гидроемкостей САОЗ.

Опорная обечайка выполнена с опорным буртом на наружной поверхности, с помощью которого корпус реактора опирается и закрепляется на опорном кольце, смонтированном на железобетонной консоли бетонной шахты реактора. Опорный бурт является опорным элементом, воспринимающим и передающим на железобетонную консоль всю массу реактора. В опорном бурте выполнены 22 паза под шпонки, обеспечивающие фиксацию в плане корпуса реактора.

На внутренней поверхности нижней обечайки цилиндрической части корпуса закреплены восемь кронштейнов, на которых крепятся шпонки, фиксирующие нижнюю часть шахты от перемещений в плане. Вся внутренняя поверхность корпуса покрыта антикоррозионной наплавкой из нержавеющей стали толщиной не менее 8 мм. В местах соприкосновения корпуса с крышкой, шахтой, уплотнительными прокладками, в местах приварки кронштейнов, деталей крепления трубок КИП, на поверхности разделительного кольца выполнена наплавка толщиной не менее

15мм.

На уровне верхнего ряда патрубков Ду 850 выполнен один пат-

рубок для вывода импульсных линий из корпуса реактора. Каждая импульсная линия на выходе из патрубка имеет отключающее устройство. Из корпуса реактора В-320 выведено девять импульсных линий:

•2 трубки − для подсоединения к уровнемеру и отбору проб;

•6 трубок − для Р а.з.;

•1 − для отбора проб.

Впатрубках САОЗ установлены тепловые рубашки.

Втеле фланца корпуса выполнены 54 резьбовых гнезда М170Х6 под шпильки главного уплотнения. На горизонтальной уплотнительной поверхности фланца выполнены две V-образные кольцевые канавки для размещения прутковых никелевых уплот-

45