Общие сведения. Ядерный реактор – устройство, предназначенное для организации и поддержания цепной реакции деления ядер

Ядерный реактор – устройство, предназначенное для организации и поддержания цепной реакции деления ядер. Главным назначением энергетического ядерного реактора является преобразование энергии расщепления урана в тепловую, которая в свою очередь при помощи парогенератора, турбин и электрогенератора преобразуется в электрическую. ВВЭР-1000 – реактор водо-водяной под давлением, корпусной, на тепловых нейтронах, применяемый на энергоблоке атомной электростанции мощностью 1000 МВт (электрических).

На рисунке 1.1 представлены основные компоненты атомной электростанции с ядерным реактором ВВЭР.

Рисунок 1 - Основные компоненты атомной электростанции с ядерным реактором ВВЭР

В качестве ядерного топлива в ядерных реакторах ВВЭР-1000 используется оксид урана-235 UO_2,, который спекается в топливные таблетки. Этими таблетками наполняют тепловыделяющие элементы «ТВЭлы», представляющие собой тонкие стержни, помещаемые в активной зоне ядерного реактора. Для удобства транспортировки, загрузки и выгрузки твэлов в реактор их объединяют в более крупные конструкционные узлы – тепловыделяющие сборки (ТВС). Твэлы в ТВС расположены таким образом, чтобы они находились на равном расстоянии друг от друга, что позволяет обеспечить равномерное омывание всех твэлов теплоносителем. Тепло, вырабатываемое в активной зоне ядерного реактора в результате деления ядер в топливе, переносится теплоносителем. В ядерных ректорах ВВЭР в качестве такого теплоносителя используется вода или пароводяная смесь. Вода, вышедшая из активной зоны реактора, подаётся по той части первого циркуляционного контура, которая называется «горячей ниткой», в парогенератор. Парогенератор представляет собой теплообменник, в котором тепло из первичного циркуляционного контура передаётся воде вторичного циркуляционного контура для получения пара.

После парогенератора теплоноситель перекачивается по «холодной» нитке первичного циркуляционного контура обратно в корпус ядерного реактора. Первичный циркуляционный контур атомной электростанции с ВВЭР-1000 имеет четыре циркуляционные петли. Теплоноситель перекачивается четырьмя главными циркуляционными насосами, установленными на каждой петле. Пар, создаваемый парогенератором, по вторичному циркуляционному контуру подаётся в турбину. После турбины пар поступает в конденсатор, где происходит его конденсация. После конденсатора вода подаётся в деаэратор для удаления несконденсированного газа, и далее поступает в парогенератор.

Управление мощностью ядерного реактора и контроль за скоростью протекания цепной реакции осуществляется двумя системами управления реактивностью реактора, функционирование которых основано на двух различных принципах:

– введение твёрдого поглотителя – система регулирующих стержней (стержней-поглотителей)

– введение жидкого поглотителя – система борного регулирования.

Система регулирующих стержней предназначена для поддержания критического состояния при стационарном уровне мощности в активной зоне, изменения мощности реактора, обеспечения превентивной и экстренной защиты реактора. В ректоре ВВЭР-1000 имеется 61 управляющий стержень. Каждый управляющий стержень состоит из 18 поглощающих элементов движущихся внутри топливных сборок по специальным каналам и имеющих индивидуальные приводы. Все контрольные стержни разделены на 10 групп. При номинальной мощности работы ректора все группы стержней находятся в максимально верхнем положении, за исключением 10-й группы, которая, как правило, находится на высоте 70-80% от основания и служит для компенсации небольших изменений реактивности реактора, вызванных изменением температуры, концентрации бора, электрической нагрузки, и т.д.

Все остальные регулирующие стержни используются при экстренной и превентивной защите реактора. Когда подаётся сигнал экстренной защиты, все регулирующие стержни погружаются в активную зону реактора в крайнее нижнее положение за менее чем 4 с.

Положение регулирующих стержней отображается на панелях блочного щита управления атомного реактора. На симуляторе положение регулирующих стержней отображается в окне системы управления из защиты (CPS display page). Управление положением стержней может осуществляться как в ручном, так и в автоматическом режиме.

Борная система регулирования предназначена для компенсации медленно протекающих изменений реактивности вызванной выгоранием топлива, а также она применяется при запуске и остановке реактора. Борное регулирование осуществляется подачей борной кислоты в теплоноситель, или уменьшением концентрации борной кислоты добавлением в теплоноситель технической воды.