Меню Рубрики

Установка корпуса реактора ввэр

4.4. Ядерный реактор ВВЭР-1000 на АЭС с реакторной установкой проекта В-320

Реакторная установка В-320 с реактором ВВЭР-1000 (рис. 4.14, 4.15) является составной частью энергоблока АЭС и совместно с турбинной и генераторной установками используется для производства электроэнергии в базовом режиме.

Назначение реакторной установки — выработка сухого насыщенного пара для турбинной установки, где тепловая энергия пара преобразуется в механическую энергию вращения валонровода, а затем в генераторной установке — в электрическую энергию.

Реакторная установка В-320 оснащена модернизированным серийным ядерным реактором ВВЭР-1000 корпусного типа с водой под давлением.

Рис. 4.14. Реактор ВВЭР-1000 в проектном положении:

  • 1 — канал ионизационной камеры; 2 — машина для осмотра корпуса реактора;
  • 3 нижняя секция теплоизоляции;
  • 4 — корпус реактора;
  • 5 — верхняя секция теплоизоляции;
  • 6 — металлоконструкция радиационной тепловой защиты;
  • 7 — анкерные связи опорной фермы;
  • 8 — опорная ферма;
  • 9 — опорное кольцо корпуса реактора;
  • 10- теплоизоляция зоны патрубков;
  • 11- шпонка упорного кольца;
  • 12 упорное кольцо;
  • 13 — сильфон;
  • 14 теплоизоляция ВБ;
  • 15 каркас;
  • 16 траверса;
  • 17 привод СУЗ;
  • 18 крышка ВБ;
  • 19 шпилька У ГР;
  • 20-верхняя плита БЗТ;
  • 21 защитная труба БЗТ;
  • 22 БЗТ;
  • 23 нижняя плита БЗТ;
  • 24 ТВС;
  • 25 выгородка;
  • 26 анкерная связь обечайки бокса;
  • 27 обечайка бокса;
  • 28 ШВК;
  • 29-теплоизоляция нижней части

Рис. 4.15. Конструкция реактора ВВЭР-1000:

  • 1 корпус;
  • 2 выгородка;
  • 3 кольцо опорное;
  • 4 шахта внутрикорпусная;
  • 5 кольцо упорное;
  • 6- БЗТ;
  • 7- верхний блок;
  • 8 чехол ВРК;
  • 9 привод ШЭМ

Реактор энергетический ВВЭР-1000 предназначен для выработки тепловой энергии за счет цепной реакции деления атомных ядер. Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах с водо-водяным теплоносителем- замедлителем (вода под давлением).

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется комплектом уплотнения главного разъема (шпильки, гайки, выпуклые и вогнутые шайбы, прутковые и трубные прокладки).

В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя (по два патрубка на петлю), расположенные в два ряда, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации первого контура. Применение в конструкции реактора ВВЭР-1000 корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой (буртом).

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется по четырем замкнутым петлям первого контура за счет работы главных циркуляционных насосов (ГЦН). Вода первого контура, охлажденная в парогенераторах, поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусной шахтой, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту БЗТ нагретый теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, а затем в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов. ТВЭЛы заполнены слабо обога- щенной двуокисью U» .

В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР-1000 реализован трехлетний топливный цикл, т.е. каждая ТВС используется в реакторе в течение грех годичных кампаний. Однако ведутся активные научные разработки по переходу на четырехгодичную кампанию.

Регулирование реактивности и, тем самым, тепловыделения осуществляется перемещением органов регулирования с твердым поглотителем, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор устанавливается в бетонной шахте, обеспечивающей надежное крепление реактора и биологическую защиту. Конструкция реактора и способ его закрепление, а также системы управления и защиты и аварийного охлаждения зоны обеспечивают безопасную работу, как в режиме нормальной эксплуатации, так и при различных аварийных ситуациях, включая максимальную проектную аварию с мгновенным разрывом ГЦТ и полным истечением теплоносителя из двух концов трубопровода.

Расчетный срок службы оборудования реактора — 40 лет. Реактор состоит из следующих основных узлов:

  • • корпус;
  • • внутрикорпусные устройства (шахта, выгородка, БЗТ);
  • • детали уплотнения главного разъема реактора;
  • • активная зона;
  • • верхний блок;
  • • контейнеры размещения образцов-свидетелей для оценки изменения служебных свойств материала корпуса реактора под действием жесткого нейтронного потока;
  • • каналы внутриреакторных измерений температур теплоносителя над головками ТВС и локального энергетического выделения топлива по высоте ТВС;
  • • блок электроразводок.

Основные технические характеристики реактора ВВЭР-1000 проекта В-320 приведены в табл. 4.4.

Корпус реактора предназначен для размещения внутрикорпус- ных устройств (ВКУ) и активной зоны реактора. При конструировании и изготовлении корпусов ВВЭР ставилась задача обеспечения многолетней (не менее 40 лет) надежной эксплуатации реактора в различных режимах. 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-активной средой.

Основные технические характеристики реактора ВВЭР-1000

Тепловая мощность, номинальная, МВт

Давление теплоносителя на выходе из реактора, МПа

Количество ТВС в активной зоне реактора (из них с ПЭЛ), шт.

Расход теплоносителя через реактор при работе четырех ГЦН, м 3 /ч

Скорость теплоносителя первого контура, м/с: между твэлами

Среднее время прохождения теплоносителя через реактор при работе четырех ГЦН, с

Средний подогрев теплоносителя в реакторе при работе четырех ГЦН, °С

Температура теплоносителя на входе в реактор в любой из работающих петель, °С

Тепловые потери от корпуса реактора и чехлов СУЗ в горячем состоянии, кВт

Максимальная разность температур в петле контура при работе четырех ГЦН, °С

Количество каналов измерения энергетического выделения в активной зоне реактора, шт.

Количество каналов измерения температуры в реакторе (из них под крышкой реактора), шт.

Рабочая скорост ь перемещения регулирующих стержней (кластеров) в режиме регулирования, мм/с

Наружный диаметр корпуса реактора, мм

Высота реакт ора в сборе, мм

Площадь поверхности корпуса реактора, м’

Объем первого контура (без КД), м 3

Максимальная мощность ТВС, МВт

Максимальная температура топлива в твэле, °С

Максимальная температура поверхности оболочки твэла, °С

Корпус представляет собой сварной цилиндрический сосуд высокого давления с эллиптическим днищем и состоит из фланца, зоны патрубков, опорной обечайки, цилиндрической части и эллиптического днища (рис. 4.16). Фланец и все обечайки выполнены цельноковаными, днище — штампованное из заготовки.

Рис. 4.16. Корпус реактора ВВЭР-1000:

  • 1 — днище; 2 — нижняя обечайка; 3 — верхняя обечайка; 4 — опорная обечайка; 5 — нижняя обечайка зоны патрубков; 6 — разделительное кольцо;
  • 7 — верхняя обечайка зоны патрубков; 8 — фланец

Патрубки Ду850 выполнены из основного металла обечайки зоны патрубков методом горячей штамповки. В качестве основного материала корпусов реакторов применена атгестованная для корпусов и трубопроводов сталь 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А, толщина цилиндрической части корпуса (без наплавки) — 192,5 мм, масса корпуса — 324,4 т.

Читайте также:  Установка времени на часах baby g

На внутренней поверхности фланца корпуса реактора выполнен бурт для опирания шахты внутрикорпусной. На верхнем торце фланца корпуса имеются 54 резьбовых гнезда под шпильки главного разъема М 170×6 и две У-образных кольцевые канавки для размещения в них прутковых никелевых уплотнительных прокладок, а также предусмотрена контактная поверхность для плотного прилегания фланца крышки.

Зона патрубков состоит из двух обечаек, в каждой из которых имеется по 4 главных циркуляционных патрубка Ду850 — в нижней обечайке для входа теплоносителя, в верхней — для выхода. На уровне осей верхнего и нижнего рядов патрубков Ду850 расположены по 2 (всего 4) отверстия с патрубками Ду350 (0351×36 м) для организации аварийного охлаждения активной зоны реактора.

На уровне верхнего ряда патрубков Ду850 выполнен один патрубок для вывода импульсных линий из корпуса реактора («звездочка»). Каждая импульсная линия на выходе из патрубка имеет специальное отключающее устройство. Из корпуса реактора проекта В-320 выведено 9 импульсных линий.

Для контроля протечек главного разъема в теле фланца корпуса реактора выполнены сверления, заканчивающиеся резьбовыми отверстиями, в которых установлены штуцеры для подсоединения трубопровода контроля протечек между прокладками.

На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков ниже уровня выходных патрубков Ду850 приварено кольцо — разделитель потока теплоносителя. Внутренний диаметр кольца выбран из условия нулевого натяга между ним и шахтой реактора при рабочей температуре для сведения к минимуму байпасной перетеч- ки ненагретого теплоносителя из «холодных» в «горячие» петли ГЦТ минуя активную зону реактора (в холодном состоянии РУ этот зазор равен 6 мм).

Вся внутренняя поверхность корпуса покрыта антикоррозийной наплавкой толщиной 7-9 мм.

Плотность главного разъема обеспечивается путем обжатия двух никелевых прутковых прокладок (5 мм), которые устанавливаются в место контакта фланцев крышки и корпуса в У-образные кольцевые канавки на фланце корпуса. Затяжка шпилек УГР производится с помощью гидравлического гайковерта, работающего по принципу вытяжки шпилек со свободным доворачиванием гаек.

Снаружи корпуса под нижним рядом патрубков Ду850 выполнен опорный бург. Корпус реактора в проектное положение устанавливается опорным буртом на кольцо опорное и фиксируется на нем с помощью шпонок. На опорном бурте корпуса выполнено 22 выреза в продольном направлении. При помощи установленных вертикальных шпонок, которые крепятся к опорному кольцу, корпус реактора в проектном положении фиксируется от разворота в плане. Кольцо опорное корпуса реактора устанавливается на ферму опорную через систему парных клиньев и закрепляется на нем фиксаторами и клиновыми шпонками.

С наружной стороны нижней обечайки корпуса в районе активной зоны выполнены в шести местах наплавки размером 60x50x10 мм для установки термометров сопротивления для оперативного контроля температуры стенки корпуса реактора. Контроль температуры металла корпуса предусмотрен также в районе зоны

Максимальный наружный диаметр корпуса реактора 4690 мм (диаметр опорного бурта) выбран из расчета транспортировки корпуса реактора. С завода-изготовителя на АЭС корпус реактора транспортируется по железной дороге специальным железнодорожным транспортером или водным и автомобильным транспортом.

Для получения информации об изменении механических свойств и критической температуры хрупкости металла корпуса под воздействием жесткого нейтронного потока и температуры служат образцы-свидетели металла корпусной стали. На образцах- свидетелях исследуются основной металл, металл сварного шва и металл околошовной зоны (зоны термического влияния) обечаек корпуса реактора, расположенных в районе активной зоны.

Заготовки для образцов-свидетелей изготовляются одновременно с выполнением сварных стыков обечаек в районе активной зоны корпуса реактора теми же исполнителями, теми же методами, из того же металла (сталь 15Х2НМФА).

Образцы-свидетели устанавливаются и закрепляются неподвижно по несколько штук в герметические металлические (сталь 08Х18Н10Т) ампулы. Ампулы с различными образцами имеют одинаковую форму в виде цилиндра наружным диаметром 29 мм и длиной 72 мм. Ампулы с образцами-свидетелями соединяются в сборки. Сборки выполнены двух типов. Сборки с «лучевыми» образцами-свидетелями устанавливаются при помощи байонетных захватов и закрепляются в торцах восемнадцати груб в верхней части выгородки. Шесть сборок с «тепловыми» образцами-свидетелями устанавливаются в блоке защитных труб на выходе нагретого теплоносителя. Образцы-свидетели устанавливаются в реактор до проведения его физического пуска и полностью удаляются по окончании эксплуатации реактора и полной выгрузки из него активной зоны.

Рис. 4.17. Верхний блок реактора ВВЭР-1000:

  • 1 — траверса;
  • 2 — дистанционирующая решетка;
  • 3 — привод ШЭМ;
  • 4 — каркас;
  • 5 — обечайка;
  • 6 — крышка

Верхний блок (с крышкой и приводами ШЭМ) предназначен для размещения органов управления и защиты реактора, а так же организации замкнутого объема для создания давления в реакторе. Вышеуказанный комплекс (рис. 4.17, 4.18) представляет собой конструкцию, состоящую из крышки с патрубками, металлоконструкций с траверсой, установленных приводов системы управления и защиты реактора, выводов разъемов КНИ и ТК.

Рис. 4.18. Общий вид ВБ реактора ВВЭР-1000

Материал верхнего блока: крышка — 15Х2МФА, металлоконструкция — ВСтЗ, чехол, привода, механическая часть — 08X18НЮТ. Масса верхнего блока -116т.

Крышка реактора является одним из основных узлов верхнего блока и предназначена для уплотнения реактора, размещения приводов ШЭМ, размещения выводов коммуникаций системы внугриреакторного контроля (ВРК) и их уплотнения, удержания от всплытия кассет, БЗТ и шахты реактора. Крышка реактора имеет тарельчатую форму и представляет собой штампосварную конструкцию, состоящую из “усеченного” эллипсоида и фланца.

Внутренняя поверхность тарельчатой части, и торцевая поверхность крышки покрыты антикоррозионной наплавкой.

На торцевой поверхности фланца предусмотрена контактная поверхность для никелевых прутковых прокладок уплотнения главного разъема. На крышке расположен 91 патрубок, служащий для крепления органов регулирования СУЗ (61 шт.) и датчиков системы ВРК (14 шт. ТК, 16 шт. ЭВ). Все патрубки имеют одинаковые присоединительные размеры фланцевых разъемов с канавками для установки двух прокладок.

Во фланце крышки выполнены 54 сквозных отверстия для прохода шпилек уплотнения главного разъема и резьбовые гнезда для закрепления системы центровки верхнего блока.

Каркас верхнего блока реактора проекта В-320 состоит из граненого пояса, промежуточной и нижней плит, смонтированных на шести вертикальных трубах. На нижней и промежуточной плитах закреплен кожух, а на нем установлены фланцы к которым подсоединяются съемные патрубки системы вентиляции.

На промежуточную плиту, вертикально установлена 61 тонкостенная нержавеющая груба шестигранного сечения, служащая для организации воздушного охлаждения блоков электромагнитов приводов шэм.

Каркас устанавливается на шесть шганг, предварительно ввернутых до упора в резьбовые гнезда бобышек крышки реактора, и закрепляется втулками и гайками. На вертикальные трубы каркаса устанавливается дистанционирующая решетка, которая служит для центровки приводов ШЭМ.

Для транспортировки верхнего блока предусмотрена траверса, которая также выполняет функцию страхующего устройства и биологической защиты.

В защитной плите траверсы В-320 выполнено 16 отверстий с пробками для работ с плотными чехлами КНИ.

Приводы ШЭМ также являются элементами верхнего блока. Они поставляются отдельно от верхнего блока, после проведения успешных механических и гидравлических испытаний на вертикальном стенде приводов СУЗ в помещении 114 блока мастерских специального корпуса (см. рис. 3.17). По мере готовности приводов ШЭМ производится их монтаж на верхнем блоке реактора.

Детали узла уплотнения главного разъема реактора (рис. 4.19) предназначены для уплотнения корпуса с крышкой верхнего блок.

Читайте также:  Установка вин на данный диск невозможна

Рис. 4.19. Конструкция узла уплотнения главного разъема реактора

В состав узла входят: шпильки, гайки, шайбы верхние, шайбы нижние, вкладыши и прокладки.

На главный разъем реактора устанавливается 54 шпильки с резьбой М 170×6. Шпилька в сборе имеет три резьбовых части: для укрепления шпильки в резьбовом гнезде корпуса реактора (нижняя часть); для удержания крышки верхнего блока гайкой (средняя часть) и для соединения с гайковертом (верхняя часть).

В шпильке размещен контрольный стержень, по относительному перемещению которого определяется линейная вытяжка (удлинение) шпильки гайковертом. Гайки и шайбы служат для крепления верхнего блока и затяжки главного разъема. Нижние и верхние шайбы выполнены с одного торца сферическими. Нижняя шайба — вогнутая, а верхняя — выпуклая.

Плотность главного разъема обеспечивается путем обжатия двух кольцевых прутковых никелевых прокладок, которые устанавливаются в месте контакта фланца крышки и фланца корпуса в специальные У-образные канавки. Контроль плотности главного разъема выполнен при помощи отверстия между двумя никелевыми прокладками.

В отверстие установлен штуцер, подключающий эту полость к датчику. При появлении неплотности внутренней прокладки и повышении давления в межпрокладочной полости, на пульте БЩУ срабатывает сигнализатор.

Шахта внутрикорпусная (рис. 4.20) предназначена для организации входного и выходного потоков теплоносителя и для защиты корпуса реактора от воздействия нейтронного излучения активной зоны, а также размещения в ней элементов активной зоны реактора. Конструкция шахты и принцип ее закрепления в корпусе позволяют производить ее периодическое извлечение из корпуса для возможности осмотра внутренней поверхности корпуса и патрубков.

Шахта представляет собой цилиндрическую обечайку с фланцем и эллиптическим днищем, в котором закреплены 163 опорные трубы (стаканы) с шагом 236 мм, верхние части которых образуют опорную плиту для установки и дистанционирования кассет ТВС активной зоны. Материал шахты — сталь 08Х18Н10Т, вес 80,5 т.

Снаружи на фланце шахты имеются двенадцать пазов шириной 100 мм для ориентации ее по углу в плане. Шпонки, входящие в эти пазы привариваются к внутренней поверхности корпуса реактора.

Рис. 4.20. Шахта внутрикорпусная реактора ВВЭР-1000:

  • 1 — перфорированное днище;
  • 2 — опорные трубы для установки ТВС;
  • 3 — кольцевые утолщения;
  • 4 — цилиндрическая обечайка;
  • 5 — фланец

Кривизна эллиптического днища шахты больше кривизны днища корпуса реактора, в днище шахты выполнены выступающие (примерно на 30 мм) упоры. Это обеспечивает во всех проектных авариях (включая МПА) между днищем шахты и днищем корпуса гарантированный зазор для прохода теплоносителя в активную зону.

Для разделения потоков «горячего» и «холодного» теплоносителя на наружной поверхности шахты выполнено кольцевое утолщение (наплавка), контактирующее с внутренней поверхностью разделительного кольца корпуса реактора.

Величина зазора между утолщением шахты и внутренней поверхностью разделительного кольца выбирается из условия минимальных напряжений и протечек при разогреве узлов реактора (разделительное кольцо с шахтой при рабочих параметрах имеет нулевой натяг).

Нижняя часть шахты состоит из перфорированного эллиптического днища и закрепленных в нем стаканов (рис. 4.21), верхние части которых образуют упорную плиту для установки и дистан- ционирования кассет активной зоны. Крайние стаканы дистанцио- нированы с помощью граненого пояса, укрепленного на нижнем бурте цилиндрической части шахты внутрикорпусной.

Рис. 4.21. Конструкция опорных стаканов ШВК

Упорные стаканы установлены с шагом 236 мм и выполнены в виде перфорированных труб, верхняя часть которых представляет собой шестигранные призмы с центральными отверстиями диаметром 195 мм, в которые устанавливаются хвостовики кассет. На торце каждого стакана имеются пазы для ориентации кассеты с помощью фиксирующего штыря в плане. Перфорация труб выполнена в виде узких щелей (ширина щели 3 мм, длина — 30 мм), что способствует задержанию из потока теплоносителя твердых частиц и защите твэлов от механических повреждений. Хвостовики стаканов закреплены неподвижно в эллиптическом днище шахты, а шестигранные призмы друг относительно друга с помощью отжимных винтов М36 и сварки.

Основной поток теплоносителя в шахту поступает в имеющиеся отверстия в днище и распределяется по ТВС через перфорированную часть опорных труб. Профиль опускной щели между днищем шахты и внутренней поверхностью корпуса, а также степень перфорации шахты выбраны таким образом, чтобы пульсации и неравномерности скоростей потока теплоносителя перед входом в активную зону были минимальными.

В верхней части шахты выполнена перфорация для прохода нагретого теплоносителя. Против верхних патрубков САОЗ корпуса в шахте выполнены два отверстия ДуЗОО, через которые вода, подаваемая в реактор при аварии, проходит в межтрубное пространство БЗТ и охлаждает активную зону. Своим верхним фланцем шахта устанавливается на внутреннюю проточку в горловине корпуса и центрируется кольцом — разделителем потока, сверху удерживается от перемещений в плане шпонками, приваренными к фланцу корпуса. Нижняя часть шахты удерживается от вибрации шпонками, приваренными к кронштейнам-виброгасителям корпуса и входящими в вертикальные пазы шахты.

Снаружи на верхнем фланце шахты имеются двенадцать пазов шириной 100 мм для ориентации ее по углу в плане. Шпонки, входящие в эти пазы, подгоняются и привариваются к внутренней поверхности фланца корпуса. На внутренней поверхности фланца шахты имеются три направляющих паза длинной 410 мм для ориентации установки блока защитных труб и устройства для транспортировки шахты.

Один раз в четыре года шахта должна выниматься из корпуса и подвергаться полному профилактическому осмотру и, при необходимости, ремонту в специальной бетонной шахте ревизии ВКУ.

Таким образом, подытожив все вышеприведенное, можно сказать, что в обоснование функциональной работоспособности шахты внутрикорпусной приняты следующие конструктивные решения:

  • • кривизна эллиптического днища шахты больше кривизны днища корпуса, в днище шахты выполнены выступающие упоры, что обеспечивает во всех проектных авариях (включая МПА) между днищем шахты и днищем корпуса гарантированный зазор для прохода теплоносителя в активную зону;
  • • пазы в опорных стаканах шахты под фиксирующие штыри ТВС обеспечивают четкое ориентирование ТВС в плане;
  • • опорные трубы передают на эллиптическое днище равномерно распределенные нагрузки от ТВС активной зоны, что особенно существенно при возникновении больших перепадов;
  • • верхняя перфорированная обечайка шахты обеспечивает свободный вход в межтрубное пространство БЗТ воды из САОЗ.

Блок защитных труб (рис. 4.22) предназначен для:

  • • фиксации и дистанционирования головок тепловыделяющих сборок;
  • • удерживания тепловыделяющих сборок от всплытия во всех режимах работы реактора, включая аварийные ситуации;
  • • защиты органов регулирования и штанг приводов системы управления и защиты реактора от воздействия потока теплоносителя (температура теплоносителя на выходе из активной зоны реактора 320 °С, скорость теплоносителя в ТВС до 6 м/с);
  • • обеспечения разводки направляющих каналов системы внут- риреакторного контроля;
  • • обеспечения равномерного выхода теплоносителя по сечению активной зоны;
  • • размещения сборок «тепловых» образцов-свидегелей.

БЗТ представляет собой сварную металлоконструкцию, состоящую из верхней, средней и нижней плит, связанных между собой перфорированным корпусом и защитными трубами СУЗ, каналов ВРК (ТК и КНИ).

Рис. 4.22. БЗТ реактора ВВЭР-1000:

I — защитная труба; 2 — корпус; 3 — защитный каркас; 4 — средняя плита; 5 — опорная обечайка; 6 — труба для разме-щения образцов-свидетелей;

7 — стояк; 8 — опорный фланец

Читайте также:  Установка птф на оку

Материал БЗТ — сталь 08Х18Н10Т, масса 60 т. В 61 защитную трубу установлены направляющие трубные каркасы, в которых с помощью приводов типа ШЭМ перемещаются траверсы с регулирующими стержнями. В каждом каркасе защитной трубы предусмотрен плотный канал для установки термометра термоэлектрического. Всего в БЗТ размещено 98 плотных чехлов, в том числе гри чехла для замера температуры теплоносителя под крышкой реактора.

Над верхней плитой БЗТ плотные чехлы термометров объединены в 14 стояков ТК, которые расположены на периферийной части БЗТ и проходят через периферийные патрубки в крышке верхнего блока. Количество плотных каналов ТК в стояке 7 шг.

На верхней плите сделаны отверстия для транспортировки и технологических операций с БЗТ.

Между средней и нижней плитами БЗТ, кроме защитных труб с направляющими каркасами и труб с чехлами для термометров, установлено 60 защитных труб, в которых по центру проходит направляющий канал для установки датчиков КНИ (на реакторе проекта В-320 датчик КНИ может быть установлен только в ТВС, в которой отсутствует кластер ПЭЛ). Каналы для датчиков КНИ над верхней плитой объединяются в 16 стояков ЭВ, по четыре канала в каждом стояке.

К верхней плите крепится опорная обечайка с фланцем, через который БЗТ прижимается крышкой верхнего блока к головкам кассет ТВС активной зоны реактора. Для обеспечения циркуляции теплоносителя под крышкой верхнего блока в средней и верхней плитах предусмотрена перфорация, а во фланце опорной обечайки — щели. На внутренней поверхности опорной обечайки размещаются необлучаемые температурные образцы-свидетели корпусной стали.

Ориентация БЗТ в плане осуществляется с помощью шпонок, приваренных к опорной обечайке БЗТ и входящих в соответствующие пазы во фланце вну грикорпусной шахты реактора. В шахте на уровне нижней плиты БЗТ закреплены шпонки, подогнанные к контактирующим поверхностям соответствующих пазов, выполненных в БЗТ.

Блок защитных труб ставится нижней плитой на подпружиненные головки кассет, тем самым поджимая их и препятствуя возникновению их вибрации, и, в свою очередь, сам через закрепленные в трех местах опорного фланца планки поджимается сверху фланцем крышки при затяжке главного разъема.

Рис. 4.23. Конструкция выгородки реактора ВВЭР-1000

Выгородка реактора проекта В-320 (рис. 4.23) представляет собой обечайку диаметром 3485 мм, высотой 4070 мм, состоящую из кованых колец, скрепленных между собой с помощью шпилек и фиксируемых в плане друг относительно друга штифтами.

Выгородка предназначена для формирования активной зоны реактора и дистанциониро- вания периферийных кассет, также она снижает утечку нейтронов из активной зоны реактора и служит нейтронной защитой корпуса реактора. Материал выгородки — сталь 08Х18Н10Т, масса 35 т. Количество металла в выгородке принято максимальным для эффективного снижения потока нейтронов, попадающих на корпус реактора Внутренняя конфигурация колец выгородки повторяет профиль, образованный гранями кассет активной зоны. Для охлаждения на кольцах имеются продольные каналы. При установке выгородки на граненый пояс шахты внутрикорпусной, каналы в выгородке совпадают с отверстиями в граненом поясе шахты.

В шести сквозных отверстиях вытородки установлены трубы с резьбой в нижней части, предназначенные для жесткого закрепления выгородки в шахте (путем вворачивания их в граненый пояс шахты) от всплытия и одновременно используемые под установку датчиков системы контроля перегрузки.

Верхнее кольцо выгородки центрируется относительно цилиндрической части шахты шпонками, привариваемыми к внутренней поверхности шахты и входящими в вертикальные пазы выгородки. Ниже шпонок, по направлению продольных пазов выгородки, к внутренней поверхности шахты приварены вытеснители, которые по высоте и ширине имеют меньшие размеры, чем шпонки. На наружной поверхности в районе вертикальных пазов выгородки на кольцах выполнены горизонтальные пазы для обеспечения равномерного охлаждения выгородки в этом районе. В верхней части выгородки установлены грубы с пазами для байонетного захвата контейнерных сборок с образцами-свидетелями корпусной стали.

В выгородке, кроме отверстий для крепления колец, имеется 72 вертикальных канала для её охлаждения. Одновременно эти каналы используются для следующих целей:

  • • 6 каналов диаметром 130 мм используются для труб, крепящих выгородку к шахте, в эти грубы во время работ по перегрузки топлива устанавливаются сухие каналы системы контроля перегрузки;
  • • 6 каналов, оканчивающиеся отверстиями с резьбой М85, предназначены для транспортировки выгородки;
  • • в 30 каналах (на верхнем кольце выгородки) в монтажных условиях приваривают трубы, выступающие над горизонтальной плоскостью кольца на 35 мм, в которые устанавливаются сборки с «лучевыми» образцами-свидетелями;
  • • 30 каналов используются для охлаждения металла корпуса выгородки.

Извлечение выгородки из реактора производится совместно с шахтой. Таким образом, выгородка неподвижно крепится в нижней части шахты внутрикорпусной, а верхняя часть выгородки имеет возможность температурного перемещения относительно стенки шахты реактора.

Реактор ВВЭР-1000 установлен в бетонной шахте (рис. 4.24), которая является одновременно биологической защитой, опорной несущей конструкцией и местом установки дополнительного оборудования реакторной установки.

Оборудование бетонной шахты состоит из:

  • • фермы опорной;
  • • сильфона разделительного;
  • • «сухой» защиты;
  • • защиты биологической;
  • • деталей закладных;
  • • тепловой изоляции цилиндрической части;
  • • тепловой изоляции зоны патрубков;
  • • тепловой изоляции верхнего блока;
  • • нейтронных измерительных каналов.

Рис. 4.24. Детали бетонной шахты реактора ВВЭР-1000:

/ — опора закладная упорного кольца;

  • 2 — ферма опорная;
  • 3 — сухая защита;
  • 4 — рельсы для машины осмотра корпуса;
  • 5 — каналы ИК;
  • 6 — кольцо закладное

Бетонная шахта реактора выполнена из обычного бетона и имеет закладные детали для крепления реактора и оборудования шахтного объема.

Для обеспечения плотности надреакторного объема бетонной шахты реактора, заливаемого водой при перегрузке, устанавливается разделительный сильфон. Он приваривается одной стороной к фланцу корпуса реактора, а другой стороной — к закладной детали в бетонной шахте реактора. Шахта бетонная разделена сильфоном на два объема: верхний, заполняемый водой при перегрузке топлива или ремонте ВКУ реактора; нижний, условно разделяемый опорной фермой на шахту зоны патрубков и шахту цилиндрической части корпуса.

«Сухая» защита предназначена для обеспечения радиационнотепловой защиты бетона шахты реактора и обеспечения работы ионизационных камер системы внешнего контроля нейтронной мощности реактора.

«Сухая» защита, используемая в шахте реактора ВВЭР-1000, заменила использовавшийся ранее для этой цели кольцевой водяной бак. Для сухой защиты использован серпентинитовый бетон, облицованный нержавеющей сталью, хорошо удерживающий влагу (следовательно, и водород) и уменьшающий утечку нейтронов из реактора.

Нижняя часть бетонной шахты, где расположена цилиндрическая часть корпуса реактора, дополнительно покрыта стальфолевой теплоизоляцией, представляющей собой цилиндрическую сборносекционную металлоконструкцию, секции которой заполнены пакетами нержавеющих листов толщиной 0,3 мм с дисганционирую- щими выступами.

В «сухой» защите расположены ядерные измерительные каналы, предназначенные для перемещения ионизационных камер измерения мощности нейтронного потока реактора. Каналы размещаются но двум концентрическим окружностям бетонной шахты, по 30 каналов в каждой окружности. Из них задействовано по 27 каналов для размещения ИК и их противовесов и по 3 канала из каждой окружности для охлаждения.

По каналам для противовесов также подается воздух для охлаждения бетона шахты и фермы.

Корпус реактора опорным буртом устанавливается и фиксируется на опорном кольце, закрепленном на опорной ферме бетонной шахты реактора.

источник