Надо Знать

добавить знаний



ВВЭР-1000


Khmelnytskyi Nuclear Power Plant Unit No.jpg

План:


Введение

ВВЭР-1000 - водо-водяной энергетический реактор. Теплоносителем и замедлителем, в котором служит вода под давлением. Представляет собой второе поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт. Тепловая - 3000 МВт. Ядерные реакторы этого типа в Украине установлены на Запорожской, Ровенской, Хмельницкой, Южно-Украинской АЭС, также на АЭС России, Болгарии, Чехии, Китай.


1. Конструкция

Конструкция реактора

Реактор состоит из:

Схема первого контура РУ ВВЭР-1000/320:
CP-1, 2,3,4 - циркуляционные насосы; SG-1, 2,3,4 - парогенераторы; NR - ядерный реактор; P - компенсатор давления

- Корпуса с крышкой и уплотнительными элементами;
- Шахты внутренне корпусной с выгородки, в которых размещаются тепловыделяющие сборки (ТВС) с тепловыделяющими элементами (твэлы);
- Теплового экрана;
- Блока защитных труб (БЗТ)
- Органов системы управления;
- Теплового и биологической защиты.

В энергетических реакторах корпусного типа ВВЭР в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя используется обычная вода ( гетерогенный реактор). Активная зона помещается в один общий корпус, через который прокачивается вода. Используется двухконтурная схема теплоотвода. В корпусном некиплячому реакторе активная зона находится в высокопрочном, толстостенной стальной баке. Диаметр активной зоны 3,12 м, высота 3,5 м, загрузка природного урана 66 т, обогащения 235U до 3-4%.

Корпус реактора является одним из важнейших конструктивных элементов и должен обеспечивать абсолютную надежность и полную герметичность как в обычных условиях работы, так и при возможных аварийных ситуациях. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением (15,7 МПа и более).

Первый контур реактора, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под высоким давлением, поэтому несмотря на ее высокую температуру (320 градуса по Цельсию - на выходе, 289 - на входе в реактор) ее закипания не происходит.

Вода второго контура находится под рабочим давлением в 6,4 МПа, поэтому в теплообменнике (парогенераторе) она превращается в пар при рабочей температуре в 280 ? C. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый в парогенераторе, по главным паропроводах второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник и цикл повторяется снова.

Для удобства перегрузке и транспортировке твэлы реактора собирают в специальные тепловыделяющие сборки - ТВС. ТВС является шестигранной формы. Реактор имеет 163 штуки ТВС, которые расположены в середине активной зоны с шагом 20-25 см. Все ТВС в активной зоне монтируются в выгородке шахты внутренне корпусной (ШВК). Нижним концом ТВС упирается в стакан ШВК а ее верхний конец (головку) прижимает БЗТ. Стаканы ШВК, выгородка и БЗТ удерживают ТВС в нужном положении.


2. Технические характеристики

Параметр Значение
Мощность тепловая номинальная, МВт 3000
Мощность электрическая номинальная, МВт 1000
Топливо Уран -235 обогащенный до 3-4% (66 тонн).
Продолжительность работы между перезагрузками топлива, месяцев 12
Внутренний диаметр корпуса реактора, м 4,136
Количество насосов первого контура, шт. 4
Давление теплоносителя первого контура, МПа 15,7
Общий расход теплоносителя первого контура, м3 84800
Температура теплоносителя первого контура на входе в реактор, ? С 290
Температура теплоносителя первого контура на выходе из реактора, ? С 320
Количество теплогенераторов, шт. 4
Давление пара, МПа 6,27
Температура пара, ? С 278,5
Паропроизводительность, т. / Час. 1470
Количество гидроемностей системы аварийного охлаждения, шт. 4
Количество высоконапорных насосов системы аварийного охлаждения, шт. 3

3. АЭС с ВВЭР-1000

3.1. Общие данные

Вид на Балаковская АЭС с четырьмя действующими энергоблоками со стороны подводящих каналов водоема-охладителя

Чаще всего в генеральном плане АЭС с ВВЭР-1000 предусматривается размещение на одной площадке нескольких энергоблоков, что связано с необходимостью удерживать на площадке АЭС общие для всех блоков службы, оборудование и инфраструктуру. Каждый главный корпус является моноблоком и состоит из реакторного отделения (РО), машинного зала (МЗ), деаэраторной этажерки (ДВ) и этажерки электротехнических устройств (Ээту), примыкающая к машинного зала. В главном корпусе размещается следующее основное оборудование [1] [2] :

Техническое водоснабжение на АЭС с ВВЭР-1000 применяется оборотное, есть техническая вода циркулирует по замкнутому кругу. В оборотных системах используются три типа охладителей: ставки -охладители, брызгальные бассейны и башенные градирни. В разных проектах используются комбинации из этих типов, так как автономных систем технического водоснабжения, как правило, три: система охлаждения конденсаторов турбины, система охлаждения неответственных потребителей и система охлаждения ответственных потребителей (оборудование, в том числе и аварийного, перерывов в водоснабжении которого не допускается в любых режимах работы) [3].


3.2. Принцип работы

Условная схема энергоблока с водо-водяным реактором. 1 - реактор, 2 - топливо, 3 - регулирующие стержни, 4 - приводы СУЗ, 5 - компенсатор давления (КТ), 6 - теплообменные трубки парогенератора, 7 - подача питательной воды в парогенератор, 8 - цилиндр высокого давления турбины (ЦНВ), 9 - цилиндр низкого давления турбины (ЦНД), 10 - генератор, 11 - возбудитель, 12 - конденсатор, 13 - система охлаждения конденсаторов турбины, 14 - подогреватели, 15 - турбоживильний насос, 16 - конденсатный насос, 17 - главный циркуляционный насос (ГЦН), 18 - подключение генератора к сети, 19 - подача пара на турбину, 20 - гермооболочки

Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 тепловой мощностью 3000 МВт и четыре циркуляционных петли, которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель - вода под давлением в 15,7 МПа (160 кгс / см ?). Температура воды на входе в реактор примерно равна 289 ? С, на выходе - 322 ? C. Циркуляционная расход воды через реактор составляет 84000 т / час. Нагретая в реакторе вода поступает четырьмя трубопроводами в парогенераторы. Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи парового компенсатора давления.

Второй контур - нерадиоактивных, состоит из испарительной и водоживильнои установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура. Насыщенный пар, произведенная в парогенераторе, с давлением 6,4 МПа и температуры 280 ? C подается в сборный паропровод и направляется на турбоустановку, которая приводит во вращение электрогенератор. Во второй контур также входят конденсаторные насосы первой и второй ступеней, подогреватели высокого (ПВД) и низкого давления (ПНД), деаэратор, турбоживильни насосы [1] [2].

Разобрана турбина К-1000-60/1500

Во втором контуре пар с влажностью 0,5% из четырех парогенераторов по паропровода через стопорно-регулирующие клапаны подводится в середину двухпоточный симметричного цилиндра высокого давления (ЦВД) турбины, где после расширения с давлением в 1,2 МПа и влажностью 12% направляется в четырех сепараторов-пароперегревателей (СПП), в которых после осушения пара ( конденсат для использования его теплоты отводится в деаэратор) осуществляется ее двухступенчатый перегрев, в первой ступени паром первого отбора с давлением в 3 МПа и температурой 234 ? C, во второй - свежей парой. Конденсат греющего пара, образовавшегося направляется в подогреватели высокого давления (ПВД) для передачи его теплоты питательной воде. Основной же перегретый пар при параметрах 1,13 МПа и 250 ? C поступает в две ресиверные трубы, расположенные по сторонам турбины, а из них - через стопорные поворотные заслонки - в три (турбина К-1000-60/1500) или четыре (К-1000-60/3000) одинаковых двухпоточных цилиндры низкого давления (ЦНД). Далее по каждому ЦНТ пар поступает в свой конденсатор. Регенеративная система установки состоит из четырех подогревателей низкого давления (ПНД), деаэратора и двух групп ПВТ. Питательная вода в ПВД подается двумя турбоживильнимы насосами мощностью около 12 МВт каждый, их приводная турбина приводится в движение перегретым паром, отбираемых по СПП, и имеет собственный конденсатор. Турбоживильни насосы предназначены для подачи питательной воды из деаэратора в парогенераторы через систему регенеративных подогревателей высокого давления, их два на каждый энергоблок. Каждый насос состоит из двух, главного и бустерного, все вместе они образуют единый турбо-насосный агрегат, приводимый в действие конденсатных турбиной. Производительность каждого турбоживильного насоса около 3800 м ? / ч, в бустерных насосов частота вращения составляет 1800 об / мин, развивающий давление в 1,94 МПа; в главных - 3500 об / мин и 7,33 МПа. Турбоживильний агрегат очень массивный и имеет собственную маслосистему, а его турбина - конденсатор. Для блоков с ВВЭР-1000 резервных насосов не предусмотрено, что связано с необходимостью прогрева трубопривода перед включением, поэтому при выходе из строя одного из них мощность энергоблока снижается на 50%. Для аварийных режимов, режимов пуска и расхолаживания предусмотрены вспомогательные питательные электронасосы [4] [3]

Турбогенератор ТВВ-1000 во время ремонта

Трехфазные синхронные турбогенераторы ТВВ-1000 предназначены для выработки электроэнергии при непосредственном соединении с паровыми турбинами. Активная мощность - 1000 МВт, напряжение 24 кВ, частота вращения ротора 1500 (3000) об / мин. Генератор представляет собой трехфазную неявнополюсную электрическую машину, состоящую из неподвижной части ( статора), которая включает в себя сердечник и обмотку и подключается к внешней сети, и подвижной части ( ротора), на которой расположена обмотка возбуждения, питаемая постоянным током. Механическая энергия, передаваемая от вала турбины на вал ротора генератора, преобразуется в электрическую электромагнитным путем: в обмотке ротора под действием электрического тока создается магнитный поток, который, пересекая обмотку статора, наводит в ней ЭДС. Генератор состоит из статора, торцевых щитов, ротора, выводов с нулевыми трансформаторами тока и гибкими перемычками, газоохладителя, опорного подшипника уплотнения вала и фундаментных плит. Возбуждения генератора осуществляется от бесщеточного возбудителя типа БВД-1500, состоящий из синхронного генератора и вращающегося выпрямителя. Работу генератора обеспечивают множество вспомогательных систем. Для каждого турбогенератора через генераторные выключатели подключается два повышающие трехфазные трансформаторы мощностью по 630 МВ ? А каждый, которые, соединены параллельно и позволяют выдавать номинальную мощность блока в сеть [3].


3.3. Список АЭС с РУ ВВЭР-1000

Реакторы ВВЭР-1000 используются на крупнейших АЭС нескольких стран:

АЭС Темелин в Чехии

Действующие энергоблоки [5] :

АЭС № блока Проект РУ
Россия Нововоронежская АЭС 5 В-187
Россия Калининская АЭС 1,2 В-338
3 В-320
Россия Балаковская АЭС 1,2,3,4 В-320
Россия Ростовская АЭС 1,2 В-320
Украина Южноукраинская АЭС 1 В-302
2 В-338
3 В-320
Украина Запорожская АЭС 1,2,3,4,5,6 В-320
Украина Ровенская АЭС 3,4 В-320
Украина Хмельницкая АЭС 1,2 В-320
Болгария АЭС Козлодуй 5,6 В-320
Чехия АЭС Темелин 1,2 В-320
КНР Тяньваньской АЭС 1,2 В-428


Энергоблоки строящихся [6] :

АЭС № блока Проект РУ
Россия Калининская АЭС 4 В-320
Россия Ростовская АЭС 3,4 В-320
Украина Хмельницкая АЭС 3,4 В-320
Индия АЭС Куданкулам 1,2 В-412
Иран АЭС Бушер 1 В-446
Болгария АЭС Белене 1,2 В-466Б

См.. также

Примечания

  1. а б Афоров А. М., Андрушечко С. А., и другие ВВЭР-1000. Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность, 2006, с. 270-271 - www.ozon.ru/context/detail/id/3030658/ - ISBN 5-98704-137-6
  2. а б Андрушечко С. А., Афоров А. М., и другие АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта, 2010, с. 299-301 - www.ozon.ru/context/detail/id/5507406/ - ISBN 978-5-98704-496-4
  3. а б в Тевлин С. А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000. - М.: Издательство МЭИ, 2002. - 1000 экз. - ISBN 5-7046-0831-0
  4. Трухний А. Д., Булкин А.Е. Ч.1.Паровая турбина и турбопитательного агрегат / / паротурбинной установки энергоблоков Балаковской АЭС. - М.: Издательство МЭИ, 2004. - С. 232-240. - ISBN 5-7046-1199-0
  5. Рыжов С. Б., Мохов В.А., Щекин И. Г., Никитенко М. П. (2009-03). "Реакторная установка для главных блоков АЭС-2006. Опыт решения целевых задач проектирования" - www.slidefinder. net/N/nikitenko/2759715. "Гидропресс" . http://www.slidefinder.net/N/nikitenko/2759715 - www.slidefinder.net/N/nikitenko/2759715 . Проверено 2011-02-21 .
  6. В. К. Резепов, В. П. Денисов, и другие Реакторы ВВЭР-1000 для АЭС - energetiki.net/knigi/tec-i-aec/504-reaktory-vvyer-1000-dlya-ayes-vk-rezepov-vp . html - Подольск: ОКБ "Гидропресс", 2004. - 333 с.

Источники

  • "Ядерная индустрия (Курс лекций)" (И. В. Бекман (1998 год)
  • "Конструкция ядерных реакторов" (М. А. Доплежаль (1982 год)


код для вставки
Данный текст может содержать ошибки.

скачать

© Надо Знать
написать нам