4.4. Ядерный реактор

В ядерном реакторе типа ВВЭР (PWR) обычная некипящая вода является замедлителем нейтронов и теплоносителем и находится под высоким давлением (~ 16 МПа). Реактор работает в системе двухконтурной ядерноэнергетической установки (ЯЭУ). Высокое давление теплоносителя вынуждает помещать активную зону с ядерным топливом и системами регулирования внутрь толстостенного стального корпуса, который изготавливается на специализированных заводах (например НПО «Ижорские заводы» в России).

Корпус реактора (рис. 4.8) является центральным компонентом первого контура, содержащего компенсатор давления, четыре петли теплопередачи, каждая из которых состоит из парогенератора и главного циркуляционного насоса, и соединительные трубопроводы. Первый контур служит оболочкой для поддержания рабочей температуры и давления теплоносителя, отводящего тепло из реактора. Эта система выполняет три основные функции: передает тепло из активной зоны реактора к парогенераторам; регулирует реактивность путем изменения концентрации бора и использования регулирующих сборок; регулирует давление с помощью компенсатора давления. Рис. 4.8. Корпус реактора ВВЭР-1000/В-320

Корпус реактора предназначен: служить опорой и удерживать в заданном положении активную зону, внутрикорпусные устройства и приводы органов регулирования; обеспечивать полную герметичность и сопротивление внутреннему давлению; служить защитой от радиоактивных излучений активной зоны.

Корпус реактора представляет собой сварную конструкцию, выполненную полностью в заводских условиях и состоящую из двух компонентов – корпуса и крышки. Корпус имеет два ряда по четыре патрубка (D у =850 мм), на уровне верхнего и нижнего ряда этих патрубков выполнено по два патрубка (D у =300 мм) для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Корпус изготовляется из перлитной стали 15Х2НМФА и плакирован изнутри слоем нержавеющей стали.

Крышка корпуса сферической формы представляет собой кованую горяче-прессованную деталь, приваренную к кольцевому фланцу с 54 резьбовыми отверстиями для уплотняющих втулок. В крышке имеются 77 отверстий, к которым приварены переходники: 73 – для приводов органов регулирования и 4 – для термопар. Герметичность между крышкой и корпусом обеспечивается с помощью двух концентрических металлических прокладок круглого сечения. Корпус реактора опирается на сварные конструкции, закрепленные в бетоне шахты реактора. Корпус реактора, находящийся под воздействием потока нейтронов, требует наибольшего внимания. Ресурс работы корпуса в отечественных и зарубежных реакторах составляет 30 лет. Условия работы корпуса сложны. Материал корпуса реактора подвергается одновременному воздействию высоких давлений и температур, потоков нейтронов и γ -квантов, которые приводят к повышению твердости и охрупчиванию металла. Кроме того, существует опасность охрупчивания металла корпуса при насыщении его водородом, который образуется в процессе радиолиза воды под действием ионизирующего излучения и в реакции коррозии железа.

Рис. 4.9. Сухая защита корпуса реактора, выполненная с доступом для осмотра корпуса реактора: 1 – обычный бетон; 2 – несущая часть опоры реакторного корпуса; 3 – подача воздуха (тепловой барьер между обычным и серпентинитовым бетоном); 4 – труба для передвижения противовеса приводов ионизационной камеры; 5 – кольцевое сечение для прохода воздуха, охлаждающего серпентинитовый бетон; 6 – труба для опускания привода ионизационной камеры; 7 – опора реакторного корпуса

В современных конструкциях шахты реактора предусмотрена возможность периодического контроля металла корпуса (рис. 4.9): между сухой защитой и корпусом реактора имеется свободное пространство с шириной сечения 720 мм. Сухая защита из серпентинитового бетона хорошо удерживает влагу (и, следовательно, водород), уменьшает утечку нейтронов за пределы шахты реактора. От возможных повышений температуры корпус реактора защищает воздушное охлаждение. Кроме того, учитывая различия в коэффициентах расширения, на границе между обычным и серпентинитовым бетоном создается тепловой барьер (3) за счет системы воздухоохлаждаемых труб.

Внутрикорпусные устройства (ВКУ) служат опорой активной зоны, обеспечивают заданное расположение тепловыделяющих сборок и ограничивают возможности их перемещения. Они обеспечивают заданное положение направляющих каналов органов регулирования между тепловыделяющими сборками и приводом органов регулирования. Внутрикорпусные устройства направляют поток теплоносителя, обеспечивают защиту от нейтронного и γ -излучения, служат направляющими для датчиков внутриреакторных измерений, поддерживают гирлянды капсул с контрольными образцами.

ВКУ спроектированы с таким расчетом, чтобы выдержать напряжения, возникающие при любых условиях работы реактора, включая землетрясения и усталостные нагрузки от вибрации. Они изготавливаются из аустенитной нержавеющей стали с учетом межкристаллитной коррозии.

Основные внутрикорпусные устройства ядерного реактора типа ВВЭР/PWR показаны на рис. 4.10.

Нижняя опорная конструкция активной зоны состоит из:

• шахты активной зоны, имеющей цилиндрическую форму; вертикальные силы передаются на фланец корпуса реактора через верхний фланец шахты активной зоны; соединения на шипах служат опорой нижней части шахты;
• нижней опорной плиты, которая несет на себе нагрузку всей массы активной зоны;
• выгородки, которая является оболочкой активной зоны, разграничивающей потоки поступающей воды теплоносителя от нагретой в активной зоне.

Верхняя опорная конструкция активной зоны, расположенная над ней, состоит из:

• верхней плиты, лежащей на тепловыделяющих сборках;
• опорных колонн, которые служат соединительным элементом между опорной плитой направляющих каналов и верхней плитой активной зоны и обеспечивают сохранение заданного расстояния между ними;
• опорной плиты направляющих каналов, служащей для передачи вертикальных сил на фланец корпуса реактора;
• направляющих каналов органов регулирования.

Активная зона реактора ВВЭР-1000 состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), имеющих одинаковые геометрические и механические характеристики. Их местоположение в активной зоне обеспечивается за счет опорных конструкций. Активная зона охлаждается обессоленной водой под давлением 15,7 МПа, служащей также замедлителем нейтронов. Изменяя концентрацию бора в теплоносителе/замедлителе (впрыскивая в систему борную кислоту Н 3 ВО 3 до 13,5 г/кг), управляют процессом медленных изменений реактивности, включая выгорание ядерного топлива. Остальные процессы изменения реактивности регулируются с помощью кластеров стержней поглощения нейтронов.

 

Рис. 4.11. Тепловыделяющие сборки энергетических водоводяных реакторов: слева – ВВЭР-1000 (Россия), справа – PWR-1300 (EDF, Франция)

 

Рис. 4.10. Корпус и внутрикорпусные элементы конструкций энергетического ядерного реактора PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Первая загрузка активной зоны ядерным топливом делится на три зоны его обогащения изотопом урана-235. Тепловыделяющие сборки с самым высоким процентом обогащения размещаются по периферии, а сборки с наименее обогащенным топливом размещаются в шахматном порядке в центральной зоне. При каждой остановке реактора на перегрузку топлива заменяется третья часть его в активной зоне. Максимально выгоревшее топливо выгружается, свежее топливо загружается в периферийную зону, а остальные сборки переставляются в центральной зоне так, чтобы получить максимально однородное энерговыделение. Равновесие достигается после третьей перегрузки.

Тепловыделяющие сборки (ТВС) нового поколения для реактора ВВЭР-1000 шести гранной формы с жестким каркасом, образованным из 15 дистанционирующих решеток, центральной трубы, 18 направляющих каналов и нижней опорной решетки, содержат 311 твэлов (рис. 4.11).

Рис. 4.12. Таблетка ядерного топлива

Нижняя решетка является опорной для твэлов и обеспечивает их разъемное соединение. Дистанционирующая решетка сохраняет определенный интервал между твэлами и состоит из ячеек, изготовленных из тонкостенных труб, сваренных точечной сваркой между собой и центральной втулкой, которая закрепляется на центральной трубе сборки. Нижний хвостовик ТВС обеспечивает распределение расхода теплоносителя в сборке и может быть снабжен фильтром для улавливания частиц. Головка ТВС является частью верхней опорной конструкции сборки и одновременно обеспечивает частичную защиту регулирующих органов.

Разработанный корпорацией ТВЭЛ (Россия) тепловыделяющий элемент нового поколения состоит из таблеток спеченого диоксида урана наружным диаметром 7,8 мм с обогащением ураном-235 до 4,95%, помещенных в трубку из холоднодеформированного сплава циркония (Zr – 1,2 Sn – 1,0 Nb – 0,3 Fe), уплотненную и герметично запаянную с обоих концов.

Топливные таблетки имеют цилиндрическую форму (рис. 4.12) и состоят из порошка, который подвергается холодному прессованию с последующим спеканием до требуемой плотности. Торцы таблеток имеют небольшие углубления, что обеспечивает более значительное расширение в центре таблетки. Спиральная пружина из нержавеющей стали, прижимающая топливные таблетки сверху, препятствует их перемещению внутри оболочки во время погрузочно-разгрузочных работ и транспортировке перед загрузкой в активную зону реактора. В процессе изготовления все твэлы герметизируются гелием под давлением ~3 МПа, чтобы сократить усилия и деформации и повысить таким образом усталостную прочность.

Регулирующие кассеты представляют собой пучок стержней, материал которых поглощает нейтроны. Верхние концы этих стержней закреплены в систему, представляющую собой кластерную траверсу. Стержни поглотителей нейтронов размещаются в направляющих каналах тепловыделяющих сборок. Поглотитель нейтронов заложен в трубку из холоднодеформированной нержавеющей стали и уплотнен концевыми заглушками. Материалом, поглощающим нейтроны, в верхней части стержней является карбид бора В 4 С, в нижней части стержней – титанат диспрозия или гафния (рис. 4.13).

Линия для производства твэлов на МСЗ «Электросталь» (Россия)

Регулирующие кассеты с поглощающими нейтроны стержнями представляют собой систему управления и защиты (СУЗ), которая обеспечивает: контроль и управление мощностью реактора; пуск реактора и вывод его на заданный уровень мощности; перевод реактора с одного уровня мощности на другой; быстрое прекращение цепной реакции деления; необходимое энергораспределение в объеме активной зоны; безопасность реактора, исключая ядерные аварии.

Кассеты поглощающих нейтроны стержней объединяются в разные функциональные системы: автоматического регулирования (САР); ручного регулирования (СРР); компенсации реактивности (СКР); аварийной защиты (САЗ).

а Рис. 4.13. Кассета и поглощающая сборка СУЗ энергетического ядреного реактора ВВЭР-1000 нового поколения б

 

Рис. 4.14. Парогенератор: а – вариант вертикального парогенератора для ВВЭР-1000: 1 – выход пара; 2 – люк для обслуживания; 3 – вход питательной воды; 4 – вход теплоносителя; 5 – периодическая продувка; 6 – непрерывная продувка; 7 – сепарационные устройства; б – парогенератор PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Мал. 4.15. Парогенератор горизонтального типу енергетичного ядерного реактора ВВЕР 1000

 

Рис. 4.16. Горизонтальный парогенератор с водным теплоносителем для ВВЭР-1000: 1 – входной коллектор теплоносителя; 2 – теплообменная поверхность; 3 – коллектор раздачи питательной воды; 4 – дырчатый погруженный щит; 5 – ввод питательной воды; 6 – жалюзийный сепаратор; 7 – пароотводящие трубы; 8 – паросборный коллектор; 9 – воздушники; 10 – отвод отсепарированной влаги; 11 – выходной коллектор теплоносителя

 

 

 

Рис. 4.17. Взаимное расположение узлов ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) энергетического ядерного реактора ВВЭР-1000. Вид снизу. ГЦН – главный циркуляционный насос; ГЕ – емкость с борной кислотой; ПГ – парогенератор; ББ – барботер; КД – компенсатор давления

 

Рис. 4.18. Теплотехническая схема парогенераторных установок двухконтурных АЭС с ядерными реакторами ВВЭР: 1 – реактор; 2 – главный циркуляционный насос; 3 – парогенератор; t ′ T – температура теплоносителя на выходе из реактора; t ′′ T – температура теплоносителя на выходе парогенератора; t n B – температура питательной воды; t H – температура насыщения; h – энтальпия

Часто одни и те же стержни входят в несколько систем.

Парогенератор является связующим звеном между первым и вторым контурами.

 

аб

 

вв

 

Рис. 4.19. Главный циркуляционный насос: а – установка циркуляционного насоса большой производительности с маховиком – ГЦН-195 для АЭС с ВВЭР: 1 – вал электродвигателя; 2 – маховик; 3 – электродвигатель; 4 – соединительная муфта; 5 – радиально-упорный подшипник; 6 – узел уплотнения; 7 – корпус; 8 – опорные лапы; б – уплотнения циркуляционного насоса ГЦН-195: 1, 2 – отвод и подвод воды промконтура; 3 – отвод и дроссель; 4, 5 – сливы утечек воды и масла; 6, 7 – отвод и подвод масла; 8 – подвод запирающей воды; в – главный циркуляционный насос реактора PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Это трубчатый испаритель естественной циркуляции с механической сушкой пара. Теплоноситель первого контура (охлаждающий реактор) циркулирует по трубам и отдает свое тепло теплоносителю второго контура (питательной воде) с внешней стороны трубчатки парогенератора, производя при этом пар.

Парогенератор ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) с реактором ВВЭР1000 представляет собой двухконтурный теплообменный аппарат с погруженной поверхностью теплообмена (трубчатым пучком), встроенными сепарационными устройствами и естественной циркуляцией рабочего тела. Поверхность нагрева парогенераторов всегда представляет собой систему змеевиков малого диаметра, внутри которых течет теплоноситель под высоким давлением. Парогенераторы могут быть горизонтальными и вертикальными (рис. 4.14, 4.15). В обоих случаях по стороне второго контура используется естественная циркуляция.

Исходя из расчета теплового баланса парогенератора с учетом начальной температуры теплоносителя, определяемой условиями работы реактора, перепад температур теплоносителя в парогенераторе (вход/выход) для ЯППУ с ВВЭР-1000 составляет t ′ T – t ′′ T = Δ t = 30°C. Эта величина Δ t теплового напора приводит для очень мощных АЭС с водо-водяными ядерными реакторами к таким большим поверхностям нагрева парогенератора, что изготовление его в виде одного агрегата оказывается невозможным. Для ЯППУ с ВВЭР-1000 принята горизонтальная конструкция парогенератора и количество агрегатов, равное четырем (рис. 4.15–4.17).

При выбранных параметрах теплоносителя на выходе из ядерного реактора, параметрах пара, подаваемого на турбину, теплотехническая схема парогенераторной установки с ВВЭР-1000 достаточно проста (рис. 4.18). Питательная вода, поступающая в парогенератор из сепараторов влаги, смешивается с водой, находящейся внутри его корпуса, нагревается до температуры насыщения и испаряется. Над трубным пучком имеется ряд центробежных сепараторов, отделяющих большую часть влаги от пара. После этого используются сухопарники, доводящие насыщенность пара, как минимум, до 99,75%.

Главный циркуляционный насос (ГЦН). В системе мощных АЭС любого типа циркуляция теплоносителя в реакторном контуре при нормальной эксплуатации принудительная. Для отвода тепла из активной зоны реактора служат главные циркуляционные насосы. Они обеспечивают циркуляцию теплоносителя первого контура от корпуса реактора к парогенератору, чтобы передать ему тепло, и возвращают теплоноситель обратно в корпус реактора для нагрева. Каждая петля имеет один ГЦН, который устанавливается на холодной нитке, т.е. между выходом из парогенератора и корпусом реактора. Протяженность циркуляции контура для каждой петли реактора ВВЭР-1000 составляет 46 м. ГЦН обеспечивает расход теплоносителя, который необходим для охлаждения активной зоны, и теплоотвод, достаточный для поддержания коэффициента запаса до кризиса кипения (выше 1,3). Маховик, соединенный с колесом и двигателем (рис. 4.19), создает необходимую инерцию, которая обеспечивает достаточный расход теплоносителя и продолжительность работы насоса при прекращении электропитания (при выбеге ГЦН) более одной минуты. Гидравлическая часть насоса состоит из эллиптического корпуса, проточной части со всасывающим и нагнетательным патрубками, одностороннего рабочего колеса, консольно расположенного на валу ротора, направляющего аппарата и узлов уплотнения. Механические уплотнения обеспечивают ограниченные утечки, контролируемые при эксплуатации. Для запирания теплоносителя первого контура в зоне уплотнения вала насоса существует система подпитки путем подачи в камеру уплотнения очищенного и дегазированного теплоносителя с давлением, превышающем давление в контуре. При этом часть уплотняющей воды через уплотнение поступает в контур, не допуская выхода наружу радиоактивной воды, а остальная часть сбрасывается в деаэратор подпитки контура. Подача теплоносителя ГЦН-195 в ЯППУ с ВВЭР-1000 составляет 20 тыс. м 3 /ч, протечка 0,3–3,0 м 3 /ч. Большой диаметр трубопровода и большая подача ГЦН каждой петли исключают установку резервного ГЦН.