2.2. Конструкция и параметры реакторов ввэр

В настоящее время на российских АЭС действуют 6 энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 и 10 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000. На долю ВВЭР приходится половина суммарной установленной мощности российских АЭС. Реакторная установка ВВЭР состоит из собственно реактора и циркуляционных петель. Каждая петля содержит парогенератор (ПГ), главный циркуляционный насос (ГЦН) и главные циркуляционные трубопроводы. Технологическая схема энергоблока с реактором ВВЭР-1000 показана на рис. 4.

Вода первого контура циркулирует по замкнутому контуру «реактор – парогенератор – ГЦН - реактор» и полученную в активной зоне теплоту передаёт котловой воде парогенераторов. Выработанный в парогенераторах сухой насыщенный пар поступает в турбину [6].

На базе опыта ВВЭР-440 были разработаны более мощные реакторы ВВЭР-1000 мощностью 1000 МВт∙(эл).

Головной образец ВВЭР-1000 (В-187) работает на Нововоронежской АЭС (5-й блок) с 1980 г. На рис.5 показана конструкция реактора ВВЭР-1000 в более поздней версии В-320. Цилиндрический корпус с эллиптическим днищем: высота — 11,0 м, диаметр - 4,5 м. В цилиндрической части корпуса имеется 13 патрубков: четыре (dвн = 850 мм) для входа теплоносителя, четыре (dвн = 850 мм) для выхода теплоносителя, четыре (dвн = 350 мм) для организации аварийного охлаждения и один (dвн = 100 мм) для вывода импульсных трубок внутриреакторного контроля. Корпус изготовлен из легированной углеродистой стали 15Х2НМФА, его внутренняя поверхность покрыта коррозионно-стойкой наплавкой.

Рабочее давление в корпусе равно 16,0 МПа, а во втором контуре (4 петли) давление составляет 6 МПа. Каждая петля имеет один главный циркуляционный насос. Используется традиционная схема движения теплоносителя: опускное движение вдоль корпуса и подъемное движение в активной зоне. В каждой петле имеется один парогенератор горизонтального типа. К.п.д. реактора составляет 33,3%.

Впервые в отечественной практике реакторная установка с ВВЭР-1000 заключена в специальную герметичную защитную оболочку. Этот контейнмент представляет собой железобетонный вертикальный цилиндр с верхней сферической частью, способный принять весь теплоноситель первого контура.

Кроме реактора и главного циркуляционного контура внутри гермооболочки находятся: бассейны перегрузки и выдержки топлива; оборудование транспортно–технологической части; оборудование шахт ревизии внутриреакторных устройств; оборудование бетонной шахты реактора, включающее в себя ряд биологических и температурных защит; каналы ионизационных камер; технологические приспособления, инструмент и устройства.

Активная зона В-320 содержит 163 ТВС, из которых каждая имеет 312 гладких цилиндрических твэлов. Перегрузка производится на остановленном реакторе со снятой крышкой.

Системы нормальной эксплуатации ВВЭР, важные для обеспечения безопасности, включают: главный циркуляционный контур, систему компенсации давления, систему управления и защиты, систему контроля, управления и защиты, систему радиационной защиты, систему контроля оболочек твэлов, систему диагностики, биологическую защиту.

К системам безопасности ВВЭР относят системы и оборудование, предназначенные для предупреждения аварий и ограничения их последствий. В состав этих систем входят: пассивная часть системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), САОЗ высокого давления, САОЗ низкого давления, система защиты 1-го контура, система защиты 2-го контура от превышения давления, система аварийного газоудаления и система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы.

В табл.8 приведены основные характеристики реакторов ВВЭР. Как нетрудно видеть, с увеличением мощности энергоблоков выросли давление в первом контуре, входная температура и подогрев воды в активной зоне, обогащение топлива.

Для новых энергоблоков реализуется проект АЭС-2006 со следующими характеристиками:

- Реактор ВВЭР-1200 — на тепловых нейтронах, тепловая мощность 3200 МВт, теплоноситель — вода с борной кислотой под давлением 16,2 МПа.

- Четыре горизонтальных парогенератора второго контура ПГВ-1000МКП, каждый генерирует (1602+112) т/ч сухого насыщенного пара с давлением 7,0 МПа.

- Турбина с начальным давлением 6,8 МПа содержит цилиндр высокого давления и четыре цилиндра низкого давления (2ЦНД+ЦВД+2ЦНД).

- Номинальная электрическая мощность блока 1198,8 МВт.

- Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ): 92 %.

- Длительность периода между перегрузками топлива: до 24 месяцев.

- Срок службы незаменяемых элементов: не менее 60 лет.

Особенности проекта АЭС – 2006:

• использование дополнительных пассивных систем безопасности в сочетании с активными традиционными системами.

• защита от землетрясения, цунами, урагана, падения самолета.

• двойная защитная оболочка реакторного зала (гермообъём);

• «ловушка» расплава активной зоны, расположенная под корпусом реактора;

• пассивная система отвода остаточного тепла;

• увеличение срока службы энергоблока до 60 лет;

• увеличение срока службы ядерного реактора за счёт ужесточения требований к химическому составу стали с целью понижения критической температуры охрупчивания;

• увеличен диаметр корпуса реактора и количество комплектов образцов-свидетелей, отслеживающих текущее состояние и определяющих прогнозную оценку изменений свойств металла корпуса.

На Новоронежской АЭС-2 построен и введен в эксплуатацию первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200.

В настоящее время разрабатывается проект российского реактора ВВЭР-ТОИ, мощность которого должна составить 1200 МВт-эл. Увеличение единичной мощности энергоблока является требованием времени, особенно актуальным для российской ядерной энергетики, которая должна сама как можно быстрее «зарабатывать» деньги на свою поддержку и развитие.

Вместе с тем, как было отмечено выше, в свете последствий Фукусимской аварии этот курс на увеличение единичной мощности энергоблока уже не представляется столь однозначно правильным. Необходимо более внимательно рассмотреть перспективы применения реакторов малой и средней мощности, которые можно спроектировать более безопасными, а в случае аварии они будут приводить к менее тяжким последствиям.