Эксплуатация атомных энергоблоков

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

 
Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
 
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
 
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

Корпус реактора.

Корпус является основным несущим элементом конструкции реактора, организующим пространственную организацию частей и компонентов и во многом определяющим надежность и долговечность энергоблока АЭС в целом. Корпус образуется из свариваемых кольцевых элементов:

верхний фланец;

верхняя обечайка зоны патрубков («горячих» патрубков);

нижняя обечайка зоны патрубков («холодных» патрубков);

опорная обечайка;

верхняя цилиндрическая обечайка;

нижняя цилиндрическая обечайка;

эллиптическое днище.

Все элементы изготавливаются из цельных отливок и не имеют продольных свар­ных швов.

Верхний фланец обеспечивает соединение корпуса реактора с крышкой верхнего блока. Для соединения корпуса с крышкой в плоскости фланца выполнены от­верстия (гнезда) с резьбой под шпильки.

Центры отверстий расположены на окружности.

На внутренней поверхности фланца выполнен выступ (бурт), на который при сбор­ке реактора опирается внутрикорпусная шахта.

Патрубки предназначены для прикрепления главных циркуляционных трубопрово­дов. Через нижние патрубки теплоноситель подводится, через верхние – отводится.

Разнесение подводящих и отводящих патрубков в два ряда по высоте с гори­зонтальным разделением входного и выходного потоков – характерный признак россий­ского дизайна. В реакторах западного дизайна все патрубки выполнены в один ряд в пре­делах одной обечайки с вертикальным разделением потоков.

Российское решение позволяет увеличить запас воды в корпусе реакторе и тем са­мым улучшить показатели безопасности.

На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков (ниже выходных «горячих» патрубков) сваркой устанавливается т.н. разделительное кольцо. С помощью этого кольца и внутрикорпусной шахты герметично отделены входящий (холодный) и вы­ходящий (горячий) потоки теплоносителя.

На наружной поверхности опорной обечайки выполнен сплошной кольцевой вы­ступ (бурт), на котором корпус реактора устанавливается  в бетонной шахте.

Крышка с верхним блоком.

Сверху на корпус устанавливается и герметично закрепляется крышка с верхним блоком. Крышка состоит из эллиптической части и фланца. Посредством фланца крышка прикрепляется у фланцу корпуса. На эллиптической части крышки сваркой установлены фланцы для установки приводов системы управления и защиты.

Активная зона.

В активной зоне расположено ядерное топливо и осуществляется управляемая цеп­ная ядерная реакция с выделением тепловой энергии.

Активная зона ВВЭР-1200 разработана с учетом необходимости повышения пара­метров, определяющих технико-экономические показатели АЭС (единичная мощность, коэффициент полезного действия, коэффициент использования установленной мощности) относительно серийного реактора ВВЭР-1000.

Увеличены объем загружаемого топлива и величина обогащения.

Это потребовало изменений в конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС) и теп­ловыделяющих элементов (ТВЭЛ).

Для ТВС для ВВЭР-1200 основу взята ТВС-2М, спроектированная для ВВЭР-1000 со следующими изменениями:

- в габаритах данной ТВС увеличена высота топливного столба.

- Увеличен диаметр топливной таблетки и уменьшен диаметр центрального от­верстия.

- Увеличена максимальная величина обогащения загружаемого топлива.

Активная зона реактора ВВЭР-1200 сформирована из тепловыделяющих сбо­рок (ТВС), расположенных в плотной треугольной упаковке. Соответственно, каждая теп­ловыделяющая сборка имеет в плане вид правильного шестиугольника.

Каждая тепловыделяющая сборка представляет собой пакет стержневых тепловы­деляющих элементов (ТВЭЛ). Тепловыделяющие элементы внутри ТВС, также как и ТВС внутри активной зоны, расположены в плотной треугольной упаковке. Компоновка ТВЭЛ и ТВС по треугольной упаковке является особенностью российского дизайна. Подобная компоновка позволяет разместить в заданном объеме корпуса максимальное количество ядерного топлива и получить максимальную величину поверхности теплообмена.

Активная зона реактора ВВЭР-1200 состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС), в части из которых, в соответствии с картограммой активной зоны, размещаются поглощающие сборки системы управления и защиты (ПС СУЗ).

ТВС предназначены для генерирования тепла и передачи его с поверхности тепло­выделяющих элементов.

ПС СУЗ предназначены для быстрого прекращения ядерной реакции в активной зоне, поддержания мощности на заданном уровне и ее перевода с одного уровня на дру­гой, выравнивания поля энерговыделения по высоте активной зоны.


Поглощающая сборка системы управления и защиты

Рис. - Поглощающая сборка СУЗ. Общий вид.

Поглощающая сборка системы управления и защиты (ПС СУЗ) состоит из стержневых поглощающих элементов, головки (траверсы), пружин и гаек.

Стержневые поглощающие элементы расположены в два ряда (в два кольца)

Каждый ПЭЛ представляет собой цилиндрическую оболочку, загерметизиро­ванную с обоих концов концевыми деталями: снизу – конусом, сверху - наконечником.

Внутренний объем оболочки заполнен поглощающим материалом.

Головка ПС СУЗ состоит из центральной втулки и радиальных консольных ре­бер. В консольных ребрах выполнены отверстия (гнезда), для наконечников ПЭЛ. Втулка головки ПС СУЗ сцепляется со штангой привода СУЗ.

Пружины установлены на наконечниках ПЭЛ по обе стороны (выше и ниже) от консольного ребра и предназначены для демпфирования при перемещениях ПС СУЗ в ак­тивной зоне.

Направляющие каналы ПС СУЗ

Стержни (поглощающие элементы) перемещаются в трубчатых каналах, включенных в общую гексагональную структуру ТВС, занимая места ТВЭЛ.

Атомная энергетика