Тепловые схемы АЭС с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением

Известны две принципиальные тепловые схемы производства пара за счет тепла, воспринимаемого в реакторе, охлаждаемой водой под давлением:

- испарение воды при поступлении ее в расширитель с пониженным давлением (одноконтурная схема).

- генерация пара в парогенераторе, греющей средой (циркуляционной водой) первого контура (двухконтурная схема) с более высоким давлением.

Вторая схема имеет более стабильное давление теплоносителя и изоляцию энергетического (первого) контура. Поэтому эта схема более надежна и безопасна в работе, и она наиболее часто применяется на АЭС.

Существуют несколько вариантов тепловых схем АЭС с реакторами, работающими под давлением первого контура:

- с промежуточной сепарацией пара (рис.6.6,а);

- с перегревом пара в парогенераторе (рис.6.6,б);

- с перегревом пара в активной зоне реактора (рис.6.6,в);

- с огневым пароперегревателем (рис.6.6,г).

Представителями этого типа тепловых схем являются энергоблоки АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Эти энергоблоки с корпусными реакторами. Долгое время в нашей стране не могли выполнять большие корпусы таких реакторов. Поэтому наряду с реакторами РБМК-1000 устанавливались реакторы ВВЭР-440, электрическая мощность которых была 440 МВт. Только после завершения строительства «Атоммаша» в г. Волгодонске появилась возможность производства энергоблоков ВВЭР-1000 и даже с более высокой мощностью (более 1000 МВт).

Рис.6.6. Тепловые схемы энергоблоков АЭС, с реакторами, охлаждаемыми

водой под давлением.

1 – реактор; 2 – циркуляционный насос первого контура; 3 – парогенератор; 4 – питательный насос; 5 – система регенеративного подогрева; 6 – промежуточный сепаратор; 7 – турбина; 8 – электрогенератор; 9 – конденсатор; 10 – конденсатный насос; 11 – пароперегревательная секция в парогенераторе; 12 - пароперегревательные каналы в активной зоне; 13 – огневой пароперегреватель.

Представителями этого типа тепловых схем являются АЭС с корпусными реакторами ВВЭР, которые наиболее активно строятся в последнее время в нашей стране. Они пришли на смену энергоблокам АЭС с реакторами РБМК. В настоящее время известны энергоблоки АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, тепловая схема которого представлена на рис.6.7.

Одним из основных элементов реактора ВВЭР является корпус, работающий под давлением. Корпус состоит из цельнокованых обечаек, не имеющих продольных швов. Верхняя часть корпуса связана с блоком приводов СУЗ. Теплоноситель из корпуса реактора выходит к шести парогенераторам расположенным по окружности.

Важным достоинством реакторов ВВЭР является возможность изготовления корпуса на заводе изготовителе, а также в заводской сборке его элементов. В собранном виде реактор может доставляться к месту монтажа по железной дороге.

Рис.6.7. Принципиальная тепловая схема энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000.

1 – реактор; 2 – компенсатор объема; 3 – парогенератор; 4 – циркуляционные насосы; 5 - подогреватели высокого давления; 6 – питательный насос; 7 – деаэратор; 8 – подогреватели низкого давления; 9 – часть высокого давления турбины; 10 – сепаратор; 11 - пароперегреватель; 12 – части низкого давления турбины; 13 – конденсаторы; 14 – конденсатный насос; 15 – эжекторы.

Характеристики типовых энергоблоков ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 даны в табл.6.2.

Таблица 6.2.

Характеристики энергоблоков с реакторами ВВЭР.

Реактор ВВЭР эксплуатируется в режиме трех частичных перегрузок ядерного горючего за всю компанию. При каждой перегрузке свежее ядерное горючее загружается по периферии активной зоны, а затем перегружается к центру. Перегрузка одной трети всей топливной загрузки реактора один раз в год дает возможность работать реактору в течении года, т.е. создает необходимый запас реактивности для работы.