Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки с реактором ВВЭР-1000. Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя главный циркуляционный контур, систему компенсации давления и пассивный узел системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). В состав главного циркуляционного контура входят реактор и четыре циркуляционных петли, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод с условным диаметром 850 мм (Ду 850), соединяющий оборудование петли с реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора отводится теплоносителем, прокачиваемым через нее главными циркуляционнными насосами. Из реактора “горячий” теплоноситель по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы, где отдает тепло котловой воде второго контура и затем главными циркуляционными насосами возвращается в реактор. Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора. Реактор ВВЭР-1000 Реактор ВВЭР-1000 предназначен для выработки тепловой энергии в составе паропроизводящей установки атомной электростанции с электрической мощностью блока 1000 МВт. По принципу работы он является гетерогенным ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с обычной водой в качестве теплоносителя и замедлителя. Реактор состоит из корпуса, в котором размещены - шахта, выгородка, активная зона и блок защитных труб. Сверху на корпус реактора установлен верхний блок с приводами системы управления и защиты (СУЗ). Теплоноситель поступает в реактор через четыре нижних патрубков корпуса реактора, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом ректора, затем через отверстия в днище шахты поступает в активную зону, где нагревается за счет тепла ядерной реакции и через верхние отверстия в шахте и верхние патрубки корпуса выходит из реактора. Регулирование мощности реактора осуществляется перемещением в активной зоне органов регулирования – пучков поглощающих стержней, подвешенных на специальных траверсах.

Техническая характеристика

Мощность МВт:
Тепловая (реактора)	3200
Электрическая (блока)	1000
Количество циркуляционных петель	4
Рабочее давление в первом контуре, МПа (кгс/см)	15,69(160)
Номинальная температура теплоносителя,К(С):
На входе в реактор	562,15(288)
На выходе из реактора	598,15(322)
Расход теплоносителя через реактор, см/ч	80000
Количество топливных кассет	163
Количество приводов СУЗ	61
Масса реактора (без воды и топливных кассет), кг	770000

Корпус реактора Корпус реактора предназначен для размещения внутрикорпусных устройств и активной зоны. Корпус представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд и состоит из фланца, зоны патрубков, опорной обечайки и цилиндрической части с эллиптическим днищем. Фланец корпуса имеет 54 резьбовых отверстий М170х6 под шпильки и две клиновидные канавки под установку прутковых прокладок для уплотнения главного разъема. Корпус имеет два ряда патрубков Ду 850 (по четыре патрубка в ряду). На уровнях верхнего и нижнего ряда патрубков Ду 850 выполнено по два патрубка Ду 300 для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, на уровне верхнего ряда расположен патрубков Ду 250 для вывода импульсных линий контрольно-измерительных приборов. Материал корпуса – легированная сталь: внутренняя поверхность корпуса и патрубков покрыта коррозионностойкой наплавкой. Масса корпуса реактора - 323000 кг. Габариты и масса корпуса реактора позволяют транспортировать корпус по железной дороге или на речных и морских транспортных средствах. Шахта Шахта предназначена для организации потока теплоносителя и является составной частью защиты металла корпуса реактора от воздействия нейтронного потока и гамма-излучения, исходящих из активной зоны, а также служит опорой активной зоны. Шахта представляет собой сварную цилиндрическую обечайку, имеющую вверху фланец, которым шахта опирается на внутренний бурт корпуса, а внизу- перфорированное днище. В днище установлены опорные элементы для топливных кассет активной зоны. Для разделения потоков “горячего” и “холодного” теплоносителя на наружной поверхности шахты выполнено кольцевое утолщение, контактирующее с разделительным кольцом корпуса реактора. Нижняя часть шахты удерживается от вибрации шпонками, приваренными к виброгасителям корпуса и входящими в вертикальные пазы шахты. От всплытия шахта удерживается крышкой верхнего блока через упругий трубчатый элемент. Конструкция шахты позволяет извлекать ее из корпуса реактора при перегрузках топлива для осмотра внутренней поверхности корпуса и патрубков. Материал шахты – коррозионностойкая сталь. Масса – 69500 кг. Выгородка Выгородка предназначена для формирования поля энерговыделений и организации прохождения теплоносителя через активную зону. Одновременно выгородка является составной частью защиты металла корпуса реактора от воздействия нейтронного потока и гамма-излучения, исходящих из активной зоны. Выгородка представляет собой толстостенный цилиндр, состоящий из пяти кованых колец, внутренняя граненная поверхность которых повторяет контур активной зоны. Для охлаждения выгородки и обеспечения соотношения “вода-железо”, необходимого для защиты корпуса от воздействия нейтронного потока и гамма-излучения, в кольцах выгшородки выполнены вертикальные каналы. Кольца выгородки соединяются между собой механическим способом. Нижнее кольцо выгородки крепится к граненому поясу шахты, а верхнее кольцо центрируется относительно цилиндрической части шахты шпонками, приваренными к внутренней поверхности шахты и входящими в вертикальные пазы выгородки. Материал выгородки - коррозионностойкая сталь. Масса – 35000 кг. Блок защитных труб Блок защитных труб предназначен для фиксации головок топливных кассет, для удержания их от всплытия во всех условиях эксплуатации реактора, включая возможные аварийные ситуации, для защиты органов регулирования от воздействия потока теплоносителя, для размещения системы внутриреакторных измерений, а также для обеспечения равномерного выхода теплоносителя в шахту и корпус. Блок защитных труб представляет собой сварную металлическую конструкцию, состоящую из двух плит, связанных между собой перфированной обечайкой, 61 защитной трубой диаметром 180 мм и 60 защитными трубами диаметром 108 мм. В защитные трубы диаметром 180 мм установлены направляющие каркасы, в которых перемещаются органы регулирования. В защитных трубах диаметром 108 мм размещены чехлы под термопары (98 шт.) и направляющие чехлы каналов контроля нейтронного потока (64 шт.). Блок защитных труб ставится нижней плитой на подпружиненные головки топливных сборок и поджимается сверху фланцем крышки при затяжке уплотнения главного разъема реактора. Материал блока - коррозионностойкая сталь. Масса – 60400 кг. Верхний блок Верхний блок предназначен для создания замкнутого объема и рабочего давления в реакторе, для удержания от всплытия блока защитных труб, для размещения приводов и электрооборудования системы управления и защиты (СУЗ). Блок состоит из крышки и металлоконструкции. Крышка представляет собой штампо-сварную конструкцию, состоящую из усеченного эллипсоида и фланца. В крышке имеются патрубки для размещения приводов СУЗ, для вывода датчиков термоконтроля и нейтронного потока. Крепление крышки к корпусу реактора осуществляется 54 шпильками М170х6. Уплотнение главного разъема реактора осуществляется двумя прутковыми никелевыми прокладками. Металлоконструкция верхнего блока расположена на штангах, закрепленных в крышке, и предназначена для размещения устройства охлаждения приводов, их центровки относительно каналов СУЗ реактора, а также для размещения и крепления выводов каналов внутриреакторного контроля. Блок транспортируется в пределах реакторного помещения с помощью специальной траверсы, закрепленной на штангах блока. Материал крышки – легированная сталь, с коррозионностойкой наплавкой на внутреней поверхности. Масса – 116000 кг. Шаговый электромагнитный привод СУЗ Шаговый электромагнитный привод СУЗ предназначен для обеспечения дискретного (шагового) возвратно-поступательного перемещения органа регулирования в активной зоне реактора с целью автоматического поддержания заданного уровня мощности реактора, перевода реактора с одного уровня мощности на другой, компенсации изменения реактивности и для обеспечения быстрого прекращения ядерной реакции путем быстрого ввода в активную зону поглащающих стержней. Основными узлами привода являются блок электромагнитов, чехол, блок перемещения, штанга, преобразователь перемещения и датчик положения. Узлы привода, расположенные внутри чехла, работают в воде первого контура реактора: узлы, расположенные снаружи – в воздушной среде. Требуемый режим работы привода обеспечивается подачей в определенной последовательности импульсов тока на катушки тянущего, запирающего и фиксирующего электромагнитов. Полюса электромагнитов, соединенные с защелками и другими элементами блока перемещения, передвигаются под действием электромагнитного поля и обеспечивают необходимые перемещения штанги или ее фиксирование в заданном положении. Для быстрого прекращения ядерной реакции (в режиме аварийной защиты) все три электромагнита обесточиваются, защелки открываются и штанга с органом регулирования имеет возможность свободного падения. Преобразователь перемещения служит для преобразования линейного перемещения штанги во вращательное движение элементов датчика положения, обеспечивающего индикацию положения штанги. Сцепление штанги с органом регулирования осуществляется с помощью байонетного соединения. Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром.