Система автоматичного регулювання (САР) турбіни атомної електростанції (стр. 2 из 22)

Вода в КТ нагрівається електронагрівниками і частково випаровується, що приводить до підвищення тиску. КТ з'єднаний з «гарячим» трубопроводом. Для запобігання підвищення тиску понад припустимий у паровий простір КТ вприскується теплоносій з «холодної» вітки трубопроводу. Якщо при вприскуванні холодного теплоносія підвищення тиску не припиняється, то спрацьовує запобіжний клапан, вихід якого з'єднаний з барботером (6). Температура води в барботері підтримується ~333 для конденсації пари з КТ. Якщо тиск в барботері у свою чергу перевищує припустиме, то спрацьовує запобіжний клапан на барботері і середовище першого контуру викидається в приміщення. Імовірність останнього незначна.

Вода першого контуру при роботі реактора набуває високої радіоактивність навіть без порушення щільності оболонок Твелів, тому що у воді практично завжди є присутніми домішки, що активуються в активній зоні (наприклад, продукти корозії, солі і т. п.). Устаткування першого контуру стає джерелом іонізуючого випромінювання, і тому його розміщують у приміщеннях, що не обслуговуються. Отже, конструкція устаткування повинна забезпечити його тривалу роботу (наприклад, протягом року) без обслуговування і прямого контролю з боку персоналу.

Для запобігання накопичення домішок в теплоносії першого контуру, частина (так звана продувка) з витратою до 22 кг/с з напірної сторони ГЦН відводиться для очищення у фільтрах. Перед фільтрами продувна вода охолоджується до температури 318К. Охолодження відбувається за рахунок нагрівання очищеної води в регенеративному теплообміннику, яка після фільтрів повертається в контур на всмоктувальну сторону ГЦН. Остаточне охолодження продувної води відбувається технічною водою в холодильнику.

Компенсація втрат теплоносія першого контуру, а також первинне заповнення першого контуру здійснюється живильними насосами зі спеціальної системи підготовки чистого конденсату. Паралельно встановлюється не менш двох відцентрових насосів.

Усі сучасні ЯЕУ оснащені системами аварійного охолодження активної зони реактора (САОЗ), що забезпечують відвід теплоти з активної зони у випадки аварії з втратою теплоносія з циркуляційного контуру. САОЗ реактора ВВЕР-1000 містить у собі насоси низького (ННТ) і високого (НВТ) тиску, гідроакумулятори (5), у яких вода знаходиться під тиском азоту, і баки запасу води і розчину борної кислоти. Коли втрата теплоносія відбувається з невеликою швидкістю, включаються НВТ. При великій розгерметизації, аж до повного миттєвого обриву циркуляційного трубопроводу (діаметр трубопроводу складає 850 мм), на початку вода подається з гідроакумулятора, потім включається НВТ і, якщо їхньої подачі не вистачає для підтримки тиску в контурі, в роботу вступають НВТ. Енергетичний зв'язок першого і другого контурів здійснюється через ПГ. Свіжа пара від чотирьох парогенераторів надходить по чотирьох паропроводах Ду600 до чотирьох блоків клапанів високого тиску (кожен блок складається з послідовно розташованих одного стопорного й одного регулюючого клапанів). Hа кожнім паропроводі свіжої пари перед блоком клапанів встановлена запірна засувка. З паропроводів від ПГ №2 і №3 перед ГПЗ виконані відводи Ду100 для приєднання байпасних трубопроводів ГПЗ із установленими на кожнім з них послідовно запірною засувкою і дросельним клапаном. Після дросельних клапанів кожного байпаса пара по трубопроводах Ду150 направляється в суміжні паропроводи свіжої пари за ГПЗ, а саме: байпас з паропроводу від ПГ №2 приєднаний до паропроводів за ГПЗ від ПГ №2 і №4, а байпас з паропроводу від ПГ №3 – до паропроводів за ГПЗ від ПГ №3 і №1. Байпаси ГПЗ використовують для прогріву блоків клапанів високого тиску перед пуском.

Від регулювальних клапанів високого тиску пара чотирма паропроводами Ду600, що поєднуються перед ЦВТ (3) у дві труби Ду800, направляється до паровпуску ЦВТ.

Після ЦВТ (3) пара по чотирьох ресиверах Ду1600 надходить у чотири сепаратори – пароперегрівники, у яких здійснюється просушка та перегрів пари, що направляється в ЦHТ (4). Гріючою парою СПП (1–2) є свіжа пара, що відбирається з парового колектора, який поєднує всі паропроводи свіжої пари від ПГ.

Пара до СПП підводиться по паропроводу Ду400 через послідовно встановлені засувку з байпасом Ду50 і регулювальний клапан за допомогою якого підтримується задана температура пари перед ЦHТ при пусках енергоблоку.

Перегріта пара від кожного СПП через блок клапанів низького тиску (блок складається зі стопорної і регулюючої заслінок, установлених послідовно) по ресиверах Ду1400, кожний з який розгалужується потім на дві линії Ду1200, підводиться до двох сусідніх ЦHТ. Таким чином, на кожні два ЦHТ надходить пара від двох СПП, розташованих з різних сторін турбіни.

Пройшовши проточну частину ЦHТ відпрацьований пар направляється в конденсатори турбіни, де відбувається його конденсація при тиску нижче атмосферного.

Конденсат з конденсатозбірників конденсаторів виділяється конденсатними насосами першої ступіні (6) через фільтри блокової знесилюючої установки (7) у ПHТ-I (9), звідкіля самопливом зливається в ПHТ-2 (10). З ПHТ-2 основний конденсат відкачується конденсатними насосами другої ступіні (11) через поверхневі підігрівники низького тиску (12, 13, 14) у деаератори (15). Вода з деаераторів живильними насосами (16) подається в парогенератори ЯППУ через підігрівники високого тиску (17, 18).

1.2 Обладнання 1-го контуру

Реактор ВВЕР-1000 являє собою реактор корпусного типу з водою під тиском. Реактор складається з наступних вузлів (малюнок 1.2): корпус, шахта, выгородка, блок захисних труб, верхній блок, активна зона, канали вимірювання нейтронного потоку.

Всередині корпусу на кільцевому виступі фланця закріплюється шахта, що є опорною конструкцією для активної зони реактора. Шахта призначена для установки ТВС АКЗ і організації потоку теплоносія всередині реактора.

Вигородка зменшує протікання води повз активну зону. Активна зона набирається із шестигранних касет, що містять конструктивно оформлену урано-водяну решітку, зверху на активну зону встановлюється блок захисних труб. Кришка через блок захисних труб піджимає і дистанціонує голівки касет, запобігає їхній вібрації.

Малюнок 1.2 – Реактор ВВЕР-1000.

В трубах блоку захисних труб переміщаються регулюючі стержні системи керування і захисту. На фланець корпусу встановлюється верхній блок із приводами СУЗ.

Ущільнення головного роз’єму забезпечується трубчастими прокладками, встановленими між фланцями корпуса і кришкою.

Канали нейтронного вимірювання призначені для оперативного беззупинного вимірювання щільності потоку в активній зоні при роботі реактора в діапазоні потужності 10–20% від номінальної. Регулювання реактора здійснюється переміщенням регулюючих стержнів і зміною концентрації рідкого сповільнювача нейтронів. Теплоносієм і сповільнювачем у реакторі є вода, теплоносій надходить у реактор. Через чотири патрубки корпусу, проходить вниз по кільцевому зазорі між корпусом і шахтою, потім через днище і піднімається нагору по касетах. Нагрітий за рахунок тепла ядерної реакції теплоносій виходить з голівок касет у міжтрубний простір блоку захисних труб і через блок захисних труб і шахти чотирма патрубками корпуса виводиться з реактора. Поділ вхідного і вихідного потоків теплоносія здійснюється за допомогою горизонтального кільця, закріпленого на корпусі і допускаючого виїмку шахти з корпуса в холодному стані.

Активна зона реактора призначена для організації ядерної реакції, передачі тепла, яке виділяється в результаті ядерної реакції, теплоносієві.

При розробці активної зони враховані наступні вимоги:

1) при нормальній експлуатації протягом усього терміну служби не повинні перевищуватися межі ушкодження ТВЕЛ;

2) повинен бути реалізований негативний повний коефіцієнт реактивності по потужності;

3) повинні бути передбачені заходи, спрямовані на виключення можливості непередбачених ситуацій і тих, що приводить до збільшення реактивності компонентів АКЗ;

4) конструкція АКЗ в сукупності з системою надійного живлення, САОЗ, блокуваннями і т.д. повинна виключати можливість руйнування АКЗ і розплавлювання палива у всіх проектних режимах.

Активна зона збирається установкою касет відповідно до картограми завантаження в шахту реактора. Після установки касет в реактор встановлюється блок захисних труб. При цьому циліндричні частини голівок касет входять в ячейки БЗТ. Для забезпечення надійної і безпечної експлуатації касет у проекті прийняті наступні міри:

1) протягом усього терміну служби надійно затиснута в реакторі за рахунок розміщення в голівці 15 пружин;

2) ТВЕЛи в касеті мають можливість вільного радіаційного (на 35 мм) і температурного росту до 1200 ^оС.

Реакторна установка розрахована на можливість дворазового перевантаження палива на протязі 1 року. Основні характеристики реактора приведені в таблиці 1.1.

Таблиця 1.1 Основні характеристики реактора

Найменування характеристики	Розмірність	Величина
Потужність теплова номінальна	МВт	3000
Кількість циркуляційних петель	шт.	4
Тиск у першому контурі на виході з АкЗ	МПа	15,7
Розрахунковий тиск	МПа	17,7
Тиск гідроіспитів	МПа	24,5
Витрата т/н через реактор	М³/год	84800
Температура т/н:1) на вході в АкЗ2) на виході з АкЗ	^оС^оС	290320

Результати розрахунків показують, що протягом усієї кампанії у всіх можливих режимах роботи на потужності забезпечується негативний коефіцієнт реактивності по потужності.