Технология производства электроэнергии на атомных электростанциях с реакторами ВВЭР

По принципу работы реактор ВВЭР является ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с обычной водой в качестве теплоносителя и замедлителя.

В реакторе топливо в виде цилиндрических стержней, расположенных в определенной периодической последовательности, выделено в пространстве так, что создает основу решетки активной зоны. Корпусный ядерный реактор – такой реактор, активная зона которого находится в корпусе, способном выдержать давление теплоносителя и тепловые нагрузки. Высокое давление теплоносителя в корпусных реакторах требует наличия прочного толстостенного стального корпуса. Тепловые (медленные) нейтроны – нейтроны с энергией до 0,5 эВ.

Упрощенная технологическая схема производства электроэнергии с использованием реакторов ВВЭР показана на рис. 3.5.

Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя:

главный циркуляционный контур;

систему компенсации давления;

систему управления и защиты реактора (СУЗ);

систему аварийного охлаждения зоны (САОЗ).

Рис. 3.5. Технологическая схема АЭС с реакторами ВВЭР

В состав первого контура входят реактор и четыре циркуляционных петли, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос (ГЦН) и главный циркуляционный трубопровод диаметром 850 мм.

Ядерное топливо находится в тепловыделяющих сборках, которые включают в себя:

пучок тепловыделяющих элементов (твэл);

направляющие каналы для стержней регулирования СУЗ;

канал для датчика замера энерговыделения;

полую центральную трубку.

Каждый твэл – это циркониевый цилиндр, заполненный таблетками двуокиси урана. В реакторах ВВЭР преимущественно используется уран U-235.

Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора отводится теплоносителем (водой), прокачиваемым через нее главными циркуляционными насосами. Вода первого (реакторного) контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293°С на выходе и 267°С на входе в реактор) ее закипания не происходит. Из реактора теплоноситель по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы, где отдает тепло воде второго контура и затем главными циркуляционными насосами возвращается в реактор. Вода второго контура находится под обычным давлением, поэтому в парогенераторе она превращается в пар. Вырабатываемый во втором контуре парогенератора сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора. Второй контур ядерной установки АЭС является нерадиоактивным.

Технология производства электроэнергии во втором контуре АЭС аналогична работе ТЭС. Роль котла тепловой электростанции выполняет парогенератор атомной электростанции.

Регулирование мощности реактора осуществляется перемещением в активной зоне специальных поглощающих стержней, подвешенных на траверсах и входящих в систему СУЗ. Для быстрого прекращения ядерной реакции (в режиме АЗ – аварийная защита) электромагнитный привод СУЗ обесточивается, защелки открываются, а стержни под действием собственной тяжести свободно падают в активную зону.

Так как первый контур реактора ВВЭР замкнут, то существует задача регулирования (компенсации) давления при изменении температуры в контуре. Для поддержания давления в контуре при номинальных режимах и ограничения колебаний давления в переходных и аварийных режимах служит компенсатор давления.

Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром. 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. При этом достигается быстрое снижение давления в контуре за счет конденсации пара в паровом пространстве.

Система САОЗ предназначена для обеспечения экстренного залива активной зоны реактора необходимым количеством теплоносителя в первый момент аварийной ситуации, связанной с большой течью теплоносителя из первого контура – вплоть до максимальной проектной аварии.

САОЗ состоит из двух узлов: пассивного и активного.

Пассивный узел предназначен для первоначального быстрого залива активной зоны водой с добавкой борной кислоты при разрыве трубопровода первого контура, который приводит к быстрому падению давления и обезвоживанию активной зоны. Емкость САОЗ – расположенный вертикально сосуд высокого давления, заполненнй водой, борной кислотой и азотом.

Активный узел САОЗ состоит из двух независимых контуров: аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора. Контур аварийного расхолаживания реактора охлаждает реактор после отработки пассивного узла САОЗ. Кроме того, этот контур используется для планового расхолаживания реактора. Контур аварийного впрыска бора предназначен для создания и поддержания подкритичности активной зоны, а также подпитки при аварийном расхолаживании. В его состав входят насосы аварийного впрыска бора, бак запаса концентрированного раствора бора, трубопроводы и арматура.

При проектировании АЭС вводится понятие максимальной проектной аварии, для которой техническим проектом предусмотрено обеспечение радиационной безопасности персонала и населения. Максимальная проектная авария, на которую рассчитана система аварийного охлаждения зоны, – мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода.

В процессе эксплуатации АЭС, урановое топливо в твэлах выгорает, что обуславливает необходимость их перезагрузки. Кампания топлива – время работы топлива в пересчете на полную мощность реактора, в течение которого топливо находится в реакторе – составляет для реакторов ВВЭР 3-5 лет. На АЭС с ВВЭР перегрузка ядерного топлива осуществляется только при остановленных реакторах. На ВВЭР-1000 зона выдержки отработавших сборок размещена вблизи зоны реактора. Тепловыделяющая сборка, извлеченная манипулятором из активной зоны реактора, поступает под слоем воды к шлюзу, соединяющему зону реактора с бассейном выдержки, в котором сборка устанавливается в стеллажи. Затем манипулятор извлекает свежую сборку из стеллажей, расположенных рядом, и перемещает ее к активной зоне реактора.

Для безопасности реактора большое значение имеет такой параметр, как коэффициент реактивности, который показывает, как изменение того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую – произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

Реактор ВВЭР имеет отрицательный коэффициент по пару, температуре теплоносителя и его плотности. То есть при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

Таким образом, реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования.