 |
АвтоАвтоматизацияАрхитектураАстрономияАудитБиологияБухгалтерияВоенное делоГенетикаГеографияГеологияГосударствоДомДругоеЖурналистика и СМИИзобретательствоИностранные языкиИнформатикаИскусствоИсторияКомпьютерыКулинарияКультураЛексикологияЛитератураЛогикаМаркетингМатематикаМашиностроениеМедицинаМенеджментМеталлы и СваркаМеханикаМузыкаНаселениеОбразованиеОхрана безопасности жизниОхрана ТрудаПедагогикаПолитикаПравоПриборостроениеПрограммированиеПроизводствоПромышленностьПсихологияРадиоРегилияСвязьСоциологияСпортСтандартизацияСтроительствоТехнологииТорговляТуризмФизикаФизиологияФилософияФинансыХимияХозяйствоЦеннообразованиеЧерчениеЭкологияЭконометрикаЭкономикаЭлектроникаЮриспунденкция
Корпус реактора и внутрикорпусные устройства
Устройство реакторов ВВЭР.
Реактор ВВЭР, водо-водяной энергетический реактор – реактор корпусного типа, с гетерогенной активной зоной с «тепловым» спектром нейтронов. В качестве топлива в нем используется двуокись урана UО2, обогащенная изотопом U235, в качестве замедлителя – обычная вода, которая одновременно является теплоносителем.
В настоящее время эксплуатируется два типа реакторов ВВЭР: ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (число в аббревиатуре означает электрическую мощность блока, оснащенного указанным реактором). Их основные теплогидравлические характеристики приведены в табл. 1.
Табл.1
| № п/п | Наименование параметра | Проектное значение ВВЭР-1000 | Проектное значение ВВЭР-440 |
| 1. | Номинальная тепловая мощность, МВт | ||
| 2. | Давление теплоносителя над активной зоной, абсолютное, Мпа (кг/см2) | 15,7 (160) | 12,26 (125) |
| 3. | Температура теплоносителя на выходе из реактора, ºС | 295,2 | |
| 4. | Подогрев теплоносителя в реакторе, ºС | 30,3 | 28,3 |
| 5. | Гидравлическое сопротивление реактора, Мпа (кг/см2) | 0,37 (3,8) | 0,287 (2,9) |
| 6. | Расход теплоносителя через реактор, м3/ч | ||
| 7. | Протечки теплоносителя мимо активной зоны, % | 3 (7 - для зоны с 36 имитаторами) |
Корпус реактора и внутрикорпусные устройства.
Принципиальное устройство реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 показано на рис.1,2 соответственно. Оно практически аналогично. В состав каждого реактора входит следующее оборудование: корпус реактора, внутрикорпусные устройства, активная зона, верхний блок, блок электроразводок.
Корпус реактора является основной несущей конструкцией. Он висит, опираясь опорным буртом на бетонную консоль. К патрубкам корпуса привариваются трубопроводы главного циркуляционного контура.
К внутрикорпусным устройствам относятся: шахта реактора, выгородка (на ВВЭР-1000), корзина с выгородкой (на ВВЭР-440), блок защитных труб.
Шахта реактора представляет из себя полый цилиндр с эллиптическимперфорированным днищем. Перфорирована так же цилиндрическая часть шахты, которая, в штатном положении, находится против верхних «горячих» патрубков корпуса реактора. В нижней части шахты реактора ВВЭР-1000 расположена плита опорных труб, в которые устанавливаются тепловыделяющие сборки. Аналогичная плита в реакторе ВВЭР-440 расположена в нижней части корзины, на значительном расстоянии от днища шахты. В нижней же части шахты установлены жесткие упоры для регулирующих тепловыделяющих сборок. Это единственное принципиальное конструктивное различие ВВЭР-1000 и ВВЭР-440- связано с различной конструкцией механической системы управления и защиты.
Основное назначение шахты реактора – организация потока теплоносителя через активную зону и выполнение функций несущей конструкции для активной зоны.
Выгородка (в ВВЭР-1000 монтируется в шахте; в ВВЭР-440 является конструктивной частью корзины) предназначена для фиксации активной зоны в плане. Она набирается из отдельных стальных элементов на высоту активной зоны и точно в плане ее повторяет. Материал, из которого выполнена выгородка, обладая значительным сечением поглощения нейтронов и вытесняя воду, значительно снижает всплеск тепловых нейтронов на границе активной зоны и снижает нейтронный инфлюенс на корпус реактора.
Блок защитных труб выполнен в виде сварной металлоконструкции, состоящей из трех плит, связанных между собой обечайкой, защитными трубами и трубами системы внутриреакторного контроля. В защитные трубы втягиваются поглощающие элементы системы регулирования при их подъеме: поглощающие стержни – на ВВЭР-1000, поглощающие надставки – на ВВЭР-440. В трубах внутриреакторного контроля проходят связи с датчиками каналов нейтронных измерений и термопарами, измеряющими температуру теплоносителя на выходе из активной зоны. При установке блок защитных труб опирается на шахту в ВВЭР-1000 или корзину в ВВЭР- 440, а его нижняя плита поджимает пружины в головках тепловыделяющих сборок, фиксируя их в плане и удерживая от всплытия.
Верхний блок представляет из себя эллипсоидную крышку, которая уплотняет корпус реактора и удерживает от всплытия внутрикорпусные устройства. На патрубках верхнего блока крепятся привода системы управления и защиты и уплотняются вывода системы внутриреакторного контроля.
Блок электроразводок крепится на верхнем блоке и предназначен для подключения силовых и контрольных кабелей к системам управления и внутриреакторного контроля.
Съем мощности реактора производится принудительным направленным движением теплоносителя – воды. «Холодный» теплоноситель от главных циркуляционных насосов подается в нижние патрубки корпуса реактора, движется вниз, в зазоре между корпусом и шахтой реактора, затем через перфорированное днище шахты и опорные трубы входит в активную зону, где происходит подогрев теплоносителя. Далее теплоноситель, через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб поступает в межструбное пространство блока защитных труб и затем, через его перфорированную обечайку и перфорацию шахты, выходит в зазор между шахтой и корпусом в районе верхних патрубков корпуса. Через них «горячий» теплоноситель уходит в парогенераторы.
Поиск по сайту: