Атомные станции с РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

Первый контур Система компенсации давления Система подпитки первого контура

 

      Первый контур установки предназначен для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и передачи его во второй контур в парогенератор.

      В состав первого контура входят:

  • реактор;
  • парогенератор;
  • главный циркуляционный насос (ГЦН);
  • система компенсации давления;
  • система подпитки и очистки контура;
  • система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ);
  • газовые сдувки;
  • организованные протечки и дренаж спецводоочистки.

      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.

 
Система компенсации давления

      Система компенсации давления теплоносителя - автономная система ядерного реактора, подключаемая к контуру теплоносителя с целью выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения.

      Система компенсации давления в установках с реакторами ВВЭР включает:

  • паровой компенсатор давления;
  • барбатер;
  • импульсно-предохранительные устройства;
  • трубопроводы и арматуру.

      Давление в компенсаторе создается паровой "подушкой" за счет кипения теплоносителя, нагреваемого электронагревателями, размещенными под свободным уровнем. В переходных режимах при колебаниях средней температуры теплоносителя, связанных с изменением нагрузки или нарушениями в работе оборудования реакторной установки, в первом контуре меняется давление. При этом часть теплоносителя перетекает в контур или из контура в компенсатор давления по соединительным трубопроводам.

      Ограничение отклонения давления от номинального значения достигается сжатием или расширением паровой "подушки" в верхней части компенсатора. При значительном росте давления открывают регулирующий клапан и подают воду по трубопроводу из "холодной" части контура в сопла, расположенные в верхней части компенсатора. В зависимости от параметров переходного процесса (величины и скорости изменения давления) регулирующий клапан увеличивает подачу "холодной" воды, прекращая или замедляя рост давления в первом контуре. При дальнейшем росте давления (из-за отказа системы или ее недостаточной эффективности) защита реактора от превышения давления обеспечивается срабатыванием импульсно-предохранительных устройств, из которых пар отводится в бак-барботер и конденсируется.

 
Система подпитки первого контура

      Система подпитки первого контура обеспечивает подачу питательной воды в главный циркуляционный контур для поддержания заданного уровня теплоносителя в компенсаторе давления. Она Возвращает воду, отбираемую из контура на очистку, осуществляет заполнение первого контура водой, обеспечивает поддержание давления в первом контуре в аварийных ситуациях, связанных с падением давления (разрыв трубопровода, обесточивание станции и т.д.), компенсирует расход организованных протечек из контура, а также малых аварийных.

 
Система управления и контроля

      Регулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000).

      На энергоблоке с реактором ВВЭР-440 к кассетам-поглотителям снизу присоединены топливные части, аналогичные по конструкции тепловыделяющим сборкам. На энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 регулирование производится кластерными пучками, т.е. стержни с поглотителем в количестве 12 штук вводятся непосредственно в тепловыделяющие сборки.
      Управление энергоблоками АЭС предусматривает централизованный контроль и дистанционное управление основными технологическими процессами, автоматическое регулирование, осуществляемое по принципу автономных регуляторов, местный контроль и управление вспомогательными системами.
      Контроль за параметрами первого и второго контуров реакторных установок осуществляется с блочных щитов управления, на которых сосредоточены приборы, измеряющие температуру воды на выходе из тепловыделяющих сборок, температуру воды первого контура, температуру питательной воды второго контура, давление воды первого контура, давление насыщенного пара во втором контуре, расход воды в первом контуре, расход воды и пара во втором контуре, плотность нейтронного потока при подъеме мощности и в процессе работы реактора, электрические параметры генераторов и т.д. Для обобщения информации о работе технологического оборудования НВАЭС на энергоблоке с реактором ВВЭР-440 используются системы отображения технологической информации (СОТИ). Контроль и управление энергоблоком с реактором ВВЭР-1000 осуществляются с помощью вычислительной системы "Комплекс-Уран В" и автоматизированной системы АСУТ-500.

Первый контур Система компенсации давления Система подпитки первого контура

Курс лекций Сопротивление материалов