Ядерные энергетические установки с реакторами ВВЭР

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Тепловая схема энергоблока с реактором ВВЭР-1000 представлена на рисунке 1. Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Энергоблоки с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000 имеют два контура.

Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли.

Рис. 1. Принципиальная тепловая схема энергоблока с реакторами ВВЭР-1000: 1- реактор; 2- компенсатор давления; 3- емкость аварийного охлаждения зоны; 4- главный циркуляционный насос; 5- парогенератор; 6- питательный насос; 7- турбогенератор

Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.

В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище - охладитель.

Корпус реактора ВВЭР (рисунок 2) представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя. Корпус реактора имеет внешний диаметр 4535 мм и высоту – 10897 мм. Общая высота с приводом элементов защиты достигает 24000 мм. Толщина стенок в зоне фланца составляет 465мм. Диаметр входных и выходных патрубков -850 мм.

Рис. 2. Конструкция реактора ВВЭР-1000: 1- корпус; 2- входной патрубок; 3- выходной патрубок; 4 – активная зона; 5- шахта; 6- крышка; 7- шпилька; 8- блок защитных труб; 9- верхний блок с приводами

Активная зона реакторов ВВЭР собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб дистанционирующий кассеты, предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами и, как правило, жидким поглотителем.

Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.

Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора. Первый контур установки предназначен для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и передачи его во второй контур в парогенератор.

Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.

Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора тепловой мощностью 3000 МВт отводится теплоносителем с температурой 322°C. Расход воды через реактор 15800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор. Корпус предназначен для размещения в нем активной зоны, отражателей нейтронов и внутрикорпусных устройств и для организации отвода тепла. Корпус имеет патрубки для отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.

Корпус реактора типа ВВЭР представляет собой сложную конструкцию цилиндрической формы, изготовляемую из цельнокованых обечаек без продольных сварных швов, что повышает надежность эксплуатации. Нижняя часть корпуса, где расположена активная зона, как правило, выполняется в виде целой цилиндрической оболочки с эллиптическим днищем без каких-либо врезок и отверстий. Входные и выходные патрубки для подсоединения главных циркуляционных трубопроводов теплоносителя, а также другие коммуникации располагаются выше верхней части активной зоны не менее чем на 1000 мм.

Корпус реактора работает в очень жестких условиях: высокие давление и температура теплоносителя, мощные потоки радиоактивного излучения, значительные скорости теплоносителя, который даже при высокой степени чистоты является коррозионно-агрессивной средой. В процессе эксплуатации металл корпуса подвергается периодическим нагрузкам, связанным с колебанием давления и температуры при установившихся и переходных режимах и с понижением давления до атмосферного и температуры до 60 °С при плановых и аварийных остановках. Потоки ядерного излучения, циклические нагрузки и длительное воздействие высокой температуры вызывают постепенное изменение свойств материала. Профилактический осмотры и ремонт элементов корпуса ограничены, вследствие их большой наведенной радиоактивности. Для работы в таких условиях предпочтительными материалами являются перлитные низколегированные стали типа 15Х2МФА и 22К. Помимо высоких механических и пластических свойств вышеперечисленные стали технологичны при сварке и изготовлении поковок массой до 200000 кг и толщиной до 600 мм. Внутренняя поверхность корпуса обычно покрывается антикоррозионной наплавкой, что значительно уменьшает выход продуктов коррозии в воду реактора. Изготовление корпусов ВВЭР, работающих при высоких давлениях (до 16 МПа) и температуре (до 340°С) теплоносителя, целиком из нержавеющих сталей невозможно вследствие не технологичности и низкой прочности их.

Корпус ВВЭР имеет три основных зоны: нижняя, имеющая цилиндрические оболочки и эллиптическое днище; средняя, имеющая цилиндрические оболочки, шесть патрубков для входа и выхода воды и кольцевые выступы для опирания корпуса и внутренних устройств; верхняя, включающая фланец с посаженным на нем бандажом, плоскую крышку с тепловой изоляцией и детали, обеспечивающие уплотнение (клиновидная прокладка, нажимное кольцо, соединительные шпильки). Внутренняя поверхность корпуса защищена от коррозии аустенитной наплавкой. Основные места установки тензодатчиков и термопар находятся в зоне патрубков и на основном шве.

Напряжения в корпусе реактора возникают в результате действия следующих силовых и тепловых нагрузок: усилия при затяге крышки с цилиндрической частью корпуса; давление внутри корпуса и его колебания; перепады температуры при установившемся тепловом состоянии теплоносителя и при изменении мощности реактора; вибрации корпуса.

Силовые тепловые нагрузки, действующие на корпус реактора, зависят от режимов работы и состояния реактора в процессе эксплуатации. Большую часть срока эксплуатации энергетического ядерного реактора составляет стационарный режим, который характеризуется стабильным перепадом температур по толщине стенок и по длине корпуса. Температура части корпуса, непосредственно граничащей с теплоносителем, приблизительно равна температуре теплоносителя, а части и узлы корпуса, удаленные от теплоносителя, имеют более низкую температуру. Наибольшую температуру имеет верхняя часть корпуса. Вследствие температурной неравномерности наибольшие температурные напряжения возникают в верхней части корпуса. При переходных режимах работы реактора (разогревы, расхолаживания, отключение и подключение петель и др.) возникают температурные перепады, в результате которых создаются температурные напряжения, величина которых зависит от скорости переходных режимов и от их длительности.

На рисунке 3. приведены результаты исследований напряженного состояния в корпусе реактора Нововоронежской АЭС. Измерения проводились в период монтажа, пуска и эксплуатации. Как видно температура наружной поверхности частей корпуса значительно отличается от температуры поверхности корпуса, контактирующей с теплоносителем. При стационарном режиме работы температура верха бандажа корпуса ниже температуры теплоносителя на 80-90⁰С, низа бандажа на 30-40⁰С. Температура нажимного кольца ниже температуры шпилек на 20-25⁰С. При переходных температурных режимах температура наружной поверхности корпуса изменяется достаточно медленно (рисунок 3). Так, например, температура наружной поверхности основного сварного шва выходит на стационарный режим в течение часа. Удаленные места корпуса (бандаж, нажимное кольцо, шпильки) достигают температуры стационарного режима через 14-28 часов. При расхолаживании температура удаленных мест корпуса также уменьшается достаточно медленно. Через 4 часа после расхолаживания температура бандажа 120⁰С.

Величина напряжений в корпусе реактора при разогреве зависит от скорости разогрева. При скорости разогрева 27 ⁰С/час суммарные кольцевые и меридиальные напряжения имеют значения: в основном сварном шве =900кГ/см², =2100 кг/см²; в бандаже =2900 кг/см²; в шве приварки =2050кГ/см², =1750 кг/см²; в шпильках от изгиба и растяжения =3700кГ/см². Во время расхолаживания температурные напряжения снижаются (рис. 3, б). При стационарном тепловом режиме на полной мощности, давлении 100 атм., температуре 270⁰С температурные напряжения с учетом напряжений, создаваемых затягом, составляют: осевое растяжение шпильки – 1300 кг/см², в верхней кромке нажимного кольца – 1250 кг/см²; в нижней кромке бандажа – 1250 кг/см²; меридиальные напряжения наружной поверхности основного сварного шва – 1200 кг/см², кольцевые – 800 кг/см²; меридиальные напряжения цилиндрической части корпуса – 1100 КГ/см², кольцевые – 1800 кг/см².

б)

а)

Рис. 3. Изменение температуры (а) и напряжения (б) корпуса реактора ВВЭР при переходных режимах: 1- теплоноситель; 2- сварной шов (наружная поверхность); 3- бандаж; 4- нажимное кольцо (низ); 5- шпилька (низ); 6- шпилька (верх); 7- шпилька (растяжение); 8- шпилька (растяжение с изгибом)

На рисунке 4 показана схема конструкции парогенератора ПГВ-1000М. Размеры трубопроводов главного циркуляционного контура первой очереди Нововоронежской АЭС: диаметр – 550 мм, толщина стенки – 25 мм; третьей очереди: диаметр 560 мм, толщина стенки – 30 мм.

Рис. 4. Парогенератор ПГВ-1000: поперечный разрез: 1- сепаратор жалюзийный; 2- патрубок Ду800; 3- коллектор теплоносителя первого контура; 4- патрубок Ду 1200; 5- сварное соединение 111/1; 6- номинальный уровень воды; 7- раздаточный коллектор питательной воды

Сложность конструкции парогенератора создает значительные трудности при расчете действующих напряжений и деформаций. В связи с этим напряженно-деформированное состояние конструкций определяется экспериментально главным образом с помощью тензометрии.

В процессе эксплуатации коллекторы нагружаются давлением со стороны первого и второго контуров и температурным полем. Температурные напряжения более высокие у «горячего» коллектора, чем у «холодного». «Горячий» коллектор подвергается большим воздействиям переменного температурного поля, особенно при изменении мощности установки. Температурные напряжения возникают также вследствие различия коэффициентов температурного расширения материалов коллектора и теплообменных труб. Они имеют величину 145 МПа. Рабочая температура «горячего» коллектора 320⁰С, «холодного» - 280⁰С.

Температурные напряжения, остаточные напряжения и коррозионное растрескивание в сварном соединении 111/1 парогенератора ПГВ-1000М ВВЭР-1000 и сварном соединении 23 парогенератора ПГВ-440 ВВЭР-440 приводят к образованию трещин.

Наиболее нагруженными элементами АЭС с реакторами ВВЭР являются: корпус реактора, тепловыделяющие сборки и парогенераторы. Несмотря на то, что механические напряжения в данных элементах находятся в пределах установленных норм, в сочетании с напряжениями от непроектных нагружений и остаточных напряжений в сварных соединениях они вносят значительный вклад в их повреждаемость.

Дата добавления: 2015-08-20