Главный циркуляционный контур

2.1.1. ГЦТ, ГЦН

Главный циркуляционный контур ЯЭУ с ВВЭР-1000 состоит из реактора и четырех циркуляционных петель, шести петель для ВВЭР-440, трех петель для многих PWR на Западе (рис. 14). Каждая циркуляционная петля включает парогенератор, главный

циркуляционный насос и главные циркуляционные трубопроводы (ГЦТ), соединяющие оборудование петли с реактором. ГЦТ соединяют оборудование петель, создавая возможность циркуляции теплоносителя по замкнутому контуру.

Материал трубопровода —сталь 10ГН2МФА с плакировкой нержавеющей сталью внутренней поверхности. К главным циркуляционным трубопроводам подсоединяются трубопроводы системы компенсации давления и технологических систем (подпитки, продувки, дренажа, контура расхолаживания и т.д.). Для ограничения перемещений трубопроводов при аварийных разрывах предусмотрены аварийные опоры (ограничители).

Главный циркуляционный трубопровод (ГЦТ) обеспечивает нормальную эксплуатацию при воздействии нагрузок, вызванных различным по силе землетрясением, а также обеспечивает безопасный останов и расхолаживание при нагрузках, вызванных максимальным расчетным землетрясением. ГЦТ сохраняет работоспособность в условиях режима нарушения теплоотвода из герметичной оболочки и режима «малой течи». Каждая из четырех циркуляционных петель имеет два участка труб с внутренним диаметром 850 мм. Участки между выходными патрубками реактора и входными патрубками ПГ называются «горячими» нитками. Участки между выходными патрубками ПГ и входными патрубками реактора называются «холодными» нитками.

Размер внутреннего диаметра – 850 мм – выбран из условия обеспечения приемлемого гидравлического сопротивления главного циркуляционного контура. «Горячая» нитка петли под № 4 соединена соединительным трубопроводом 426х40 мм с компенсатором объема,. предназначенным для компенсации тепловых расширений теплоносителя без превышения давления выше номинального (160 атм.).

На рис. 14 помимо основных элементов, составляющих ГЦК, показаны некоторые технологические системы, которые связаны с этими элементами. Данными системами являются системы TH, RL,RA (станционные имена технологических систем, унифицированные для АЭС во всем мире). Система TH–это система планового расхолаживания ЯЭУ и одновременно выполняет функцию аварийной системы низкого давления для охлаждения реактора при потере теплоносителя в 1-м контуре и существенном снижении давления в ГЦК. RL–система подпитки питательной водой парогенераторов, RA–система паропроводов для подачи пара из ПГ на турбину.

Для осуществления технологического процесса при нормальных условиях эксплуатации и выполнения функций по обеспечению безопасности в аварийных режимах, а также для контроля за параметрами теплоносителя в главном циркуляционном контуре ГЦТ соединен со следующими вспомогательными системами:

• системой поддержания давления в первом контуре;

• системой планового расхолаживания;

• системой подпитки и продувки первого контура;

• системой аварийного впрыска бора;

• системой измерения параметров теплоносителя;

• системой дренажа.

 

Параметрами, характеризующими нормальное функционирование системы, являются температура теплоносителя в горячей и холодной нитках ГЦТ, а также разница указанных температур.

При нормальном функционировании ГЦТ номинальное давление стационарного режима составляет 15,7 МПа (160 кгс/см2). Плановый разогрев ГЦТ производился со скоростью не выше 20 °С/ч. Плановое расхолаживание ГЦТ производится со скоростью не выше 30⁰С/ч. Основные параметры ГЦТ для действующих АЭС с ВВЭР-1000 представлены в табл. 8.

Главный циркуляционный контур ЯЭУ для ранних проектов (проект В-187, проект В-338), кроме перечисленного выше оборудования, имеет также по две запорные задвижки ДУ-850 на каждой циркуляционной петле. Главные запорные задвижки (ГЗЗ) позволяют отключить, в случае необходимости, одну или две петли и эксплуатировать реакторную установку на остальных петлях с соответствующим снижением мощности.

Таблица 8.

Параметры ГЦТ

ГЗЗ устанавливаются на «горячей» и «холодной» нитках циркуляционных петель и управляются при помощи электропривода или вручную. Основное положение затвора задвижки — «открыто».

Циркуляционные петли ЯЭУ В-320 в отличие от ЯЭУ В-187, ЯЭУ В-302 и ЯЭУ В-338 не имеют запорных задвижек ДУ-850. Для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре используется вертикальный насос центробежного типа с уплотнением вала (ГЦН-195) с трехфазным асинхронным электродвигателем.

Характеристики ГЦН-195:

• производительность насоса 20 000 м3/ч;

• напор насоса 6,75 + 0,25 кг/см2;

• мощность на валу при рабочих параметрах 5300 кВт;

• число оборотов ротора 1000 об./мин.

Нормальное функционирование системы ГЦН основывается на режиме длительной параллельной работы в контуре четырех ГЦН при нормальных параметрах теплоносителя ЯЭУ В-1000. Допускается:

• длительная работа одного и параллельная работа двух и трех ГЦН в контуре при номинальных параметрах теплоносителя;

• работа одного, двух, трех и четырех ГЦН в контуре при изменении параметров теплоносителя в переходных режимах (разогрев, расхолаживание) при температуре от 20 до 300 °С на входе в насос, давлении от 0,98 (10) до 17,6 (180) МПа (кгс/см2);

• работа одного, двух, трех и четырех ГЦН в контуре на холодном теплоносителе и в режиме дезактивации при температуре 20-100 °C;

• стоянка в режиме холодного и горячего резерва без ограничения времени при условии подачи запирающей и охлаждающей воды промежуточного контура и работы насоса аварийной системы запирающей воды.

При отказах в системах АЭС, сопровождающихся обесточиванием ГЦН, обеспечивается выбег ГЦН для исключения кризиса теплообмена в активной зоне реактора. При отказах в системах АЭС, сопровождающихся обесточиванием, обеспечивается спад расхода теплоносителя не ниже значений, указанных в табл. 9. В этой таблице приведены данные по гидравлической характеристике ГЦН при выбеге насоса и его останове.

Таблица 9.

Необходимо отметить, что выбег насоса при различном количестве работающих насосов существенно может отличаться друг от друга. Минимальный выбег насоса происходит при трех работающих насосах. Качественно это объясняется тем, что в этом случае наблюдается максимальное противодавление движению теплоносителя через остановленный насос в реакторе. Максимальный выбег насоса происходит при трех остановленных до этого насосах, так как в этом случае нет никакого противодавления с их стороны.

В реакторной установке В-320 используется серийный модернизированный реактор ВВЭР-1000. Понятие «модернизация» по отношению к серийному реактору ВВЭР-1000 заключается в том, что в проект реактора были внесены изменения, которые учитывали специфику работы реактора в составе ГЦК, в котором нет ГЗЗ, но применены ГЦН, разработанные для ГЦК с ГЗЗ. Поэтому, с учетом напорной характеристики ГЦН, в модернизированном серийном реакторе ВВЭР-1000 было увеличено гидравлическое сопротивление тракта в основном за счет уменьшения проходного сечения отверстий в днище внутрикорпусной шахты. В последующее был разработан новый ГЦН-195М и с учетом опыта эксплуатации ГЦН-195 был доработан в следующих направлениях:

• достигнута максимальная герметизация насоса, создано механическое уплотнение вала с минимальными протечками, т.е. реконструирован узел, во многом определяющий надежность и безопасность работы ГЦН и АЭС в целом;

• достигнуто снижение зависимости насоса от влияния обслуживающих систем АЭС, т.е. обеспечена автономность ГЦН;

• повышена пожарная безопасность ГЦН путем замены горючих масел на воду в системе смазки подшипников насоса и электродвигателя;

• обеспечена целостность и работоспособность насоса в горячем контуре без подачи охлаждающей воды при длительном обесточивании АЭС;

• созданы и внедрены диагностические средства, обеспечивающие качественный контроль ГЦН и его систем и возможность определения остаточного ресурса.

2.1.2. Реактор

Реактор предназначен для выработки тепловой энергии в составе реакторной установки АЭС. Реактор ВВЭР-1000 является водоводяным энергетическим реактором корпусного типа. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленная

вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации. При прохождении через ТВС теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива. Теплоноситель принудительно поступает в реактор через четыре входных

патрубка корпуса (три – на некоторых западных АЭС с PWR,шесть – на АЭС с ВВЭР-440), проходит по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусной шахтой, через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты и входит в ТВС.

Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре выходных патрубка (три, шесть) корпуса выходит из реактора.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы на гексагональной сетке с постоянным шагом порядка 200-240 мм (для PWR из квадратных ТВС на квадратной сетке). Число ТВС в зоне определяется их размером и мощностью реактора, а также транспортабельными свойствами корпусного оборудования по железной дороге в нашей стране. При формировании облика активной зоны главным является определение размеров и материального состава тепловыделяющей сборки (ТВС) и твэлов в ней. Максимальный размер ТВС ограничен требованиями по ядерной безопасности по недопустимости возникновения критической массы в одной ТВС, а минимальный – экономическими соображениями (чем крупнее ТВС, тем дешевле активная зона). В ходе различных исследований для реактора ВВЭР-1000 была выбрана ТВС с шагом под ключ на гексагональной сетке, равным 234 мм (в западных аналогах шаг под ключ на квадратной сетке равен величине порядка 205 мм). Для реактора

ВВЭР-1000 достаточно 163 таких ТВС.

ТВС для ВВЭР в общем случае состоит из регулярной решетки твэлов, часть из которых заменена на нетопливные элементы, которыми могут быть трубки под поглощающий элемент органа СУЗ или стержни с выгорающим поглотителем. На рис.3 показаны схематически основные элементы ТВС.

 

Рис.3 Схематическое изображение основных элеменов ТВС

 

На рис. 4 показаны конфигурации активной зоны и ТВС ВВЭР-1000. Ниже при рассмотрении конструктивных характеристик активной зоны реактора ВВЭР-1000 для сравнения приводятся и характеристики активной зоны реактора PWR (на примере АЭС Гёсген).

 

Рис. 4. Схематическое изображение расстановки ТВС в активной зоне и ТВЭЛ в ТВС ВВЭР-1000

 

В табл. 1 помещены основные данные по конструкции активной зоны реактора ВВЭР-1000 и реактора PWR (для АЭС Гёсген).

В реакторе ВВЭР-1000 ТВС представляет собой конструкцию, собранную из тепловыделяющих и других конструкционных элементов, расположенных на гексагональной сетке с постоянным потвэльным шагом (рис. 4).

В наиболее напряженных ТВС для выравнивания потвэльного энерговыделения применяется профилирование обогащения топлива, заключающееся в размещении по периметру ТВС около 66 твэлов с более низким обогащением, чем у остальных твэлов (рис. 5).

Таблица 1.

Профилирование уменьшает потвэльное энерговыделение на стыке между периферийным рядом ТВС и следующим рядом в активной зоне и повышает теплотехническую безопасность активной зоны.

Рис. 5. Схематическое изображение ТВС ВВЭР-1000 и ее отдельных фрагментов

Данное профилирование уменьшает потвэльное энерговыделение на стыке между периферийным рядом ТВС и следующим рядом в активной зоне и повышает теплотехническую безопасность активной зоны. В табл. 2 и 3 приведены характеристики ТВС и ТВЭЛ для ВВЭР-1000 и PWR.

Таблица 2

Примечание: 3530(3550) – длина в холодном состоянии, 3550(3564) – длина в горячем состоянии, сталь (цирконий) – сталь в прошлом, цирконий в настоящее время, 14 решеток в прошлом, 12 – в настоящем.

Таблица 3

Выбор приведенных размеров и материального состава ТВС и твэлов был осуществлен в результате большого количества расчётно-экспериментальных исследований по оптимизации топливного цикла ВВЭР и обеспечению требований правил ядерной безопасности по коэффициентам реактивности в различных состояниях активной зоны и сохранению её теплотехнической надежности. Нужно сказать, что в России для водно-водяных реакторов применяются только два типа твэлов: с диаметром 9.1 (ТВЭЛ ВВЭР) и диаметром 13.6 (ТВЭЛ РБМК).

Второй тип используется в реакторах АСТ и в канальных графитовых реакторах Он обладает лучшей экономичностью при малых обогащениях. Размеры ТВС изменялись следующим образом:

Тенденция изменения размеров ТВС ясна. Главная причина уменьшение стоимости активной зоны и повышение надежности ее изготовления и монтажа. На Западе для реакторов типа PWR используется ТВЭЛ размером ∼10 мм и квадратные ТВС размером порядка 200 мм.

Обращает на себя внимание некоторые отличия в конструкции активных зон реакторов PWR и ВВЭР. В западных реакторах данного типа, как правило, не применяется никаких твердых поглотителей в составе ТВС для компенсации начальной реактивности. Обогащение топлива подпитки у них несколько меньше, чем в наших реакторах при той же примерно энерговыработке. Это достигается за счет отсутствия «борных хвостов» (нет СВП) и высоких коэффициентов неравномерности энерговыделения по ТВС в центре зоны (ниже приводятся их и наши коэффициенты неравномерности). При этом ухудшается теплотехническая надежность активной зоны, но несколько лучше экономичность использования топлива.

В табл. 4 приведены характеристики поглощающего элемента в составе органов механической СУЗ. В наших реакторах основным материалом поглощающего элемента является карбид бора.

На Западе применяется серебро, индий и кадмий. Данные материалы более эффективны как поглотители, но они намного дороже карбида бора. В настоящее время проводится модернизация поглощающего элемента и замена старого на новый элемент на действующих АЭС с ВВЭР-1000 и на вновь строящихся. Об этом подробней будет рассказано ниже.

Таблица 4.

Для получения представления о том, какие выгорающие поглотители использовались раньше и используются сейчас в первых топливных загрузках при первом пуске энергоблоков,

в табл. 5 приводятся данные по этим элементам. В этой же таблице приведены данные по центральной трубке, предназначенной помимо всего прочего для размещения канала нейтронного измерения (КНИ).

В новых проектах ВВЭР в рамках программы АЭС-2006 предусматривается размещать канал нейтронного измерения не в центральной трубке, а ближе к периферии ТВС, так как нейтронный поток в этой области ТВС дает более достоверную информацию о среднем потоке в тепловыделяющей сборке.

Помимо того, что активная зона предназначена для генерации тепла и его передачи с поверхности тепловыделяющих элементов теплоносителю первого контура, она обеспечивает выполнение следующих требований в области безопасности АЭС:

Таблица 5.

 

• непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэл в ТВС в пределах проектного срока службы;

• поддержание требуемой геометрии и положения твэл в ТВС и ТВС в реакторе;

• возможность осевого и радиального расширения ТВЭЛ и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействия топливных таблеток с оболочкой;

• прочность при воздействии механических нагрузок в проектных режимах;

• вибрационная стойкость при воздействии потока теплоносителя с учетом перепада и пульсации давления, нестабильности потока, вибраций;

• стойкость материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;

• непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки;

• отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом режимах;

• стойкость СУЗ в пределах проектного ресурса от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;

• возможность размещения внутри ТВС контролирующих датчиков;

• взаимозаменяемость ТВС со свежим топливом, ТВС с частично выгоревшим топливом и ПС СУЗ путем унификации установочных размеров;

• предотвращение плавления топлива;

• сведение к минимуму реакции между металлом и водой;

• перевод активной зоны в подкритическое состояние, его поддержание в пределах, определенных проектом;

• возможность послеаварийного расхолаживания активной зоны.

Необходимо отметить, что в ходе эксплуатации было замечено явление азимутального скручивания ТВС, при котором сборки могли застрять в зоне, а ПЭЛ при движении органа СУЗ – в трубках с водой. Скручивание приводило к ухудшению прочностных и нейтронно-физических характеристик зоны.

 

Для устранения этого дефекта была предложена новая конструкция ТВСА (ОКБМ Нижний Новгород) с циркониевыми уголками жесткости, установленными по всей длине ТВС. На рис. 6 и 7 приведены схематические изображения старой и новой конструкции ТВС. Данные ТВС в настоящее время проходят опытную эксплуатацию на КлнАЭС. Первые результаты говорят о том, что данная конструкция не только уменьшает существенно изгиб новых ТВС, но и выправляет изгиб старых ТВС в зоне (коллективный эффект).

Альтернативным решением является конструкция ТВС-2 (ОКБ «Гидропресс», Главный конструктор ВВЭР), в которой центральная трубка и дистанционирующие решетки стали силовым элементом для решетки твэл. Размер дистанционирующих решеток увеличен, и они стали выполнять аналогичную роль, что и уголки в ТВСА.

По мере эксплуатации ВВЭР-1000 была произведена модернизация ТВС за счет замены стальных направляющих под ПЭЛ и дистанционирующих решеток на циркониевые решетки с небольшими добавками для улучшения их прочностных характеристик.

2.1.3. Парогенератор

Парогенератор (ПГ) как элемент оборудования входит в состав 1-го и 2-го контуров и предназначен для отвода тепла от теплоносителя первого контура и генерации сухого насыщенного пара.

Парогенератор является горизонтальным однокорпусным, с погруженной поверхностью теплообмена из горизонтально расположенных труб.

Парогенератор состоит из следующих основных узлов:

• корпуса;

• устройства раздачи основной питательной воды;

• устройства раздачи аварийной питательной воды;

• теплопередающей поверхности и коллекторов первого контура;

• сепарационного устройства;

• устройства выравнивания паровой нагрузки;

• опорных конструкций;

• уравнительных сосудов;

• гидроамортизаторов.

Корпус парогенератора является составной частью парогенератора и предназначен для размещения внутрикорпусных устройств и трубного пучка с коллекторами первого контура. Корпус воспринимает проектное давление второго контура, равное 7.84 МПа

(80 кГс/см2). Парогенератор в боксе установлен на две опорные конструкции. В каждой опорной конструкции имеется 2-ярусная роликовая опора, которая обеспечивает перемещение парогенератора при термическом расширении трубопроводов ГЦК в продольном направлении +80 мм, в поперечном – + 98 мм.

На рис. 17 и 18 показаны продольный и поперечный разрезы ПГ. На этих рисунках помечены следующие элементы:

1) люк-лаз внутренней полости;

2) точки крепления уравнительных сосудов (уровнемеров) или датчиков температуры;

3) контроль плотности разъема коллектора по 1-му контуру;

4) контроль плотности разъема по 2-му контуру;

5) уплотняющие фланцы (крышка с уплотнением);

6) патрубки отвода пара;

7) паровой коллектор;

8) устройство раздачи питательной воды;

9) коллектор раздачи аварийной питательной воды;

10) продувка ПГ;

11) погруженный дырчатый лист;

12) теплообменные трубы;

13) «холодный» коллектор;

 

 

14) «горячий» коллектор;

15) дренажный патрубок Dy 100;

16) патрубок продувки Dy 80;

17) вход питательной воды;

18) выход теплоносителя;

19) вход теплоносителя.

Опорная конструкция рассчитана на восприятие одновременного действия вертикальной составляющей нагрузки и реактивного усилия, возникающего в аварийной ситуации при поперечном разрыве трубопровода Ду-850 главного циркуляционного контура на вертикальном участке у парогенератора. При аварийной ситуации с разрывом трубопровода Ду-850 на горизонтальном участке реактивное усилие не действует на парогенератор, а полностью воспринимается аварийными опорами трубопроводов.

При нормальном функционировании парогенератора скорость разогрева не более 20 °С/ч. Уровень воды в парогенераторе при разогреве 3700 мм. Снижение уровня до номинального (320+50) мм разрешается после повышения температуры воды в парогенераторе до величины в регламентируемых пределах (100-200 °С) при

наличии кипения в парогенераторе.

При работе парогенератора на номинальной мощности выполняются следующие требования:

• автоматически поддерживается давление пара в парогенераторе (6,27+0,19) МПа;

• влажность пара на выходе из парогенератора не более 0,2 %

• автоматически поддерживается номинальный уровень воды в парогенераторе (320+50) мм;

• обеспечивается контроль за плотностью разъемов по 1 и 2 контуру;

• обеспечивается водно-химический режим.

 

Для поддержания водно-химического режима обеспечивается непрерывная продувка каждого парогенератора расходом 0,5 % его паровой производительности и периодическая продувка расходом 0,5 % общей паровой производительности не менее 0,5 ч в сутки в стационарном режиме. При переходных режимах эксплуатации

блока продувка парогенератора поддерживается на максимально возможном уровне (не менее 1 %) до достижения нормируемых показателей качества рабочей среды.

При работе на номинальной мощности температура питательной воды парогенератора составляет величину, равную 220° (±5°). Допускается длительная работа при отключенных подогревателей высокого давления (ПВД), когда температура питательной воды равна 164 °С (±4 °С). При изменении нагрузки в диапазоне (30-100)% N ном допускается работа парогенератора при постоянной температуре питательной воды с отклонениями +5 °С в интервале (225 –160 °С). Допускается резкое изменение температуры питательной воды с 220 до 164 °С. Количество циклов за ресурс не более 1000.

При плановом останове парогенератора давление по II контуру и уровень поддерживаются номинальными до момента отключения парогенератора от потребителя. Скорость планового расхолаживания парогенератора не превышает 30 °С/ч. Допускается плановое расхолаживание со скоростью 60 °С/ч (30 циклов за весь период эксплуатации)