Ядерная энергетика

                               

Министерство  образования и науки 

Российской  Федерации

 

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального  образования

Национальный исследовательский  ядерный университет «МИФИ»

Волгодонский инженерно-технический институт – филиал НИЯУ МИФИ

 

 

Факультет очно - заочного и заочного обучения

Кафедра

Специальность ядерная энергетика

 

 

РЕФЕРАТ

по дисциплине Введение в специальность

на тему АЭС

 

 

Выполнил студент 1 курс, гр. ЯЭ-13-ЗС, Коробейников С.А.

курс, группа фамилия, и.о.

Руководитель 

должность, звание фамилия, и.о.

 

 

 

 

К защите Защите принят с оценкой

 

«___»_______________20_г.                    «___»_______________20_ г.

 

Подпись                                                                                                                                   подпись

 

 

 

Волгодонск 2013

 

 

  Содержание

 

Введение                                                                                                                   3

1. Реактор ВВЭР-1000                                                                                             5

2. Общее описание                                                                                                   7

3. Принципиальная схема                                                                                       9

4. Компенсатор давления                                                                              10

5. Главный циркуляционный  насос                                                                  11

6. Ядерное топливо                                                                                                12

Заключение                                                                                                             13

Список использованной литературы                                                                   14

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

 

ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором  РБМК и обязан своим происхождением одном из вариантов реакторных установок который рассматривался в то время для использования на атомных подводных лодках. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С. М.  Фейнберг. Работы над проектом начались в 1954 году, а в 1955 ОКБ "Гидропресс" приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли  И. В. Курчатов и  А. П. Александров.

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 в на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введенная в действие в 1966 году АЭС Райнсберг ( ГДР).

Создатели реакторов ВВЭР:

• Научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва)
• Разработчик: ОКБ "Гидропресс" (г. Подольск).
• Производитель: Ижорские заводы (г. Санкт-Петербург), до начала 90-х реакторы также изготавливались заводом Атоммаш (г. Волгодонск) и компанией SKODA ( Чехия).

Существует несколько  проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1000:

• ВВЭР-1000 (В-187) - блок № 5 Нововоронежская АЭС (приемник ВВЭР-1000)
• ВВЭР-1000 (В-338, В-302) - так называемая "малая серия", блоки № 1,2 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Южно-Украинской АЭС;
• ВВЭР-1000 (В-320) - "большая серия". Все блоки Балаковской АЭС, блоки № 1,2 Ростовской АЭС, блоки № 1-6 Запорожской АЭС, блоки № 3,4 Калининской АЭС, блоки № 1,2 Хмельницкой АЭС, блоки № 3,4 Ровенской АЭС, блок № 3 Южно-Украинской АЭС, Предусматривалась так же установка наКрымской АЭС;
• ВВЭР-1000 (В-392) - рассчитана на сейсмический влияние при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64 и при максимальном расчетном землетрясении в 8 баллов по шкале MSK 64;
• ВВЭР-1000 (В-412) - на базе В-392, рассчитанная на сейсмический влияние специфический для площадки АЭС "Куданкулам", на заказ Индии;
• ВВЭР-1000 (В-428) - на базе В-392, рассчитанная на сейсмический влияние при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, на заказ КНР
• ВВЭР-1000 (В-446) - на базе В-392, для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Реактор ВВЭР-1000

 

Реактор ВВЭР является реактором  корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя  и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя. Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и как правило, жидким поглотителем. Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора. В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс). Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Общее описание

 

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)

 

Техническая характеристика      

           

Мощность МВт:
Тепловая (реактора)	3200
Электрическая (блока)	1000
Количество циркуляционных петель	4
Рабочее давление в первом контуре, МПа (кгс/см)	15,69(160)
Номинальная температура  теплоносителя,К(С):
На входе в реактор	562,15(288)
На выходе из реактора	598,15(322)
Расход теплоносителя через реактор, см/ч	88000
Количество топливных кассет	163
Количество приводов СУЗ	61
Масса реактора (без воды и топливных кассет), кг	770000

 

Вода первого контура после  передачи тепла в парогенераторах  второму контуру поступает в  реактор через нижний ряд напорных патрубков. Сплошная кольцевая перегородка  между рядами нижних и верхних  патрубков отделяет корпус реактора от внутрикорпусной шахты и формирует движение потока теплоносителя вниз. Таким образом, вода проходит вниз по кольцевому зазору между ними, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в активную зону, то есть в тепловыделяющие сборки, где происходит нагрев. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в их межтрубное пространство, затем попадает в зазор между шахтой и корпусом уже выше кольцевой перегородки и через выходные патрубки выходит из реактора.

 ВВЭР-1000 – двухконтурный в качестве теплоносителя и замедлителя используется обессоленная обычная вода.  
         Первый контур – радиоактивный – включает в себя реактор и четыре циркуляционные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса (ГЦН), парогенератора и трубопроводов из аустенитной стали. ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной бетонной оболочке, называемой гермообъёмом или контайментом. Она обеспечивает безопасность блока при аварийном разрыве трубопровода первого контура. 
          Циркуляционные насосы прокачивают воду через активную зону реактора под давлением около 16 МПа, которая отводит тепло от ТВЭЛов и переносит его в парогенератор. Температура воды на выходе из реактора 322 °С. Расход воды через реактор 88000 м3/ч.  
Второй контур – нерадиоактивный, состоит из паропроизводящей части парогенераторов, турбины с генератором и вспомогательного оборудования, машинного отделения. В схему второго контура включена бойлерная установка для отопления зданий промплощадки и жилого поселка.  
Четыре парогенератора генерируют около 6000 т/ч сухого насыщенного пара с температурой 274°С, который под давлением 6 МПа по трубопроводам второго контура подается к турбинам. 

 

Принципиальная схема

 

 

 

Рис. 3. Принципиальная схема  АЭС с ВВЭР-1000:

1. реактор;
2. парогенератор;
3. главный циркуляционный насос (ГЦН);
4. турбогенератор;
5. конденсатор;
6. питательный насос;
7. водоем (и потребитель)

В состав главного циркуляционного  контура входят реактор и четыре циркуляционных петли, каждая из которых  включает горизонтальный парогенератор (ПГ), главный циркуляционный насос (ГЦН) и главный циркуляционный трубопровод у условным диаметром 850 мм, соединяющий оборудование петли с реактором.

Энергия деления ядерного топлива  в активной зоне реактора отводится теплоносителем, прокачиваемым через нее главным циркуляционными насосами. Из реактора "горящий" теплоноситель по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенератор, где отдает теплоту котловой воде второго контура и затем главным циркуляционным насосом возвращается в реактор. Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.

Все трубопроводы вспомогательных  систем в главном циркуляционном трубопроводе, за исключением патрубка системы отвода остаточных тепловыделений в "холодных" нитках и патрубков  дренажей, расположены выше осей "холодных" ниток, что обеспечивает ремонт трубопроводов  и оборудования вспомогательных  систем без выема топлива из реактора ВВЭР-1000.

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.