Принципиальная технологическая схема первого (реакторного) контура энергоблока приведена на рисунке ниже.
Теплота, выделяющаяся внутри матриц тепловыделяющих элементов (твэлов) в результате контролируемой и управляемой ядерной реакции расщепления ядер урана-235 тепловыми нейтронами, отводится теплоносителем первого контура, циркулирующим под давлением, через активную зону корпуса реактора. Полученная тепловая энергия передается через герметичную поверхность теплообмена парогенераторов теплоносителю второго контура.
Топливная матрица, оболочка твэла, герметичный парогенератор со стороны первого контура составляют три последовательных барьера на пути распространения радиоактивных загрязнений. Четвертым барьером на пути распространения радиоактивности является герметичная защитная оболочка, внутри которой и располагается все радиоактивное оборудование первого контура.
Пар, выработанный в парогенераторах, поступает в турбину, где, срабатываясь на рабочих лопатках, обеспечивает вращательное движение вала турбины и жестко соединенного с ним ротора генератора.
Принципиальная технологическая схема первого контура ВВЭР-1000
1 — реактор; 2 — барботажный бак; 3 — гидроемкость системы аварийного охлаждения и защиты (САОЗ); 4 — компенсатор объема; 5 — спринклер; 6 — парогенератор; 7 — главный циркуляционный насос (ГЦН); 8, 15 — регенеративный теплообменник продувки; 9 — доохладитель продувки; 10 — бак аварийного запаса раствора бора; 11 — бассейн выдержки; 12 — насос расхолаживания; 13 — теплообменник; 14- деаэратор подпитки; 16 — бак-приемник аварийного запаса раствора бора; 17 — насос подпитки; 18 — теплообменник аварийного расхолаживания; 19 — насос аварийного расхолаживания; 20 — насос аварийного впрыска бора; 21 — насос аварийного впрыска бора высокого давления; 22 — бак аварийного запаса бора; 23 — спринклерный насос; 24 — водоструйный насос; 25 — бак растворов для спринклерной системы; 26 — аварийный питательный насос; 27 — бак аварийной обессоленной воды; 28 — предохранительный клапан; 29 — быстродействующая редукционная установка (БРУ).
С первым контуром связаны системы:
- система аварийного газоудаления из первого контура;
- система организованных дренажных протечек;
- система дренажей и продувки парогенератора;
- система аварийного охлаждения активной зоны реактора;
- система подвода азота;
- контур питательной воды;
- система промежуточного контура;
- система продувки и подпитки первого контура;
- система чистого конденсата;
- система байпасной очистки теплоносителя;
- система отбора проб.
Реакторная установка оснащена серийным ядерным реактором ВВЭР-1000 корпусного типа с водой под давлением.
Продольный разрез водо-водяного реактора 1000 МВт
1 — канал ионизационной камеры; 2 — машина осмотра корпуса; 3 — нижняя секция теплоизоляции; 4 – корпус реактора; 5 — верхняя секция теплоизоляции; 6 — металлоконструкция радиационно-тепловой защиты; 7 — анкерные связи опорной фермы; 8 — опорная ферма; 9 — опорное кольцо корпуса; 10 — теплоизоляция зоны патрубков; 11- шпонка упорного кольца; 12 — упорное кольцо; 13 — сильфон; 14 — теплоизоляция; 15 — каркас; 16 — траверса; 17 — привод СУЗ; 18 — крышка; 19 — шпилька; 20 — верхняя плита; 21 — защитная труба; 22 — нижняя плита блока защитных труб; 23 – топливные сборки; 24 — выгородка; 25 — шахта реактора с днищем.
Активная зона состоит из 61 регулируемой и 102 нерегулируемых бесчехловых тепловыделяющих сборок (ТВС), при трехгодичной кампании 54 периферийные ТВС устанавливаются со стержнями выгорающих поглотителей (СВП).
Тепловыделяющая сборка состоит из 312 тепловыделяющих элементов (твэлов). В качестве топлива используется слабообогащенный диоксид урана. Масса горючего в активной зоне 795 000 кг.
Перегрузка топлива состоит в замене части ТВС, поглощающие сборки системы управления и защиты и СВП с выгоревшим топливом и поглощающим материалом на свежие, а также в перестановке части оставшихся ТВС.
Управление цепной реакцией осуществляется с помощью поглощающих стержней, предназначенных также для системы защиты реактора. Основная часть поглощающих сборок системы управления и защиты (ПС СУЗ) – поглощающие элементы. В качестве поглощающего материала используется карбид бора ВС.
Пучок поглотителей устанавливается в ТВС активной зоны реактора неподвижно. Принцип действия его основан на постоянном падении поглощающей способности вследствие выгорания поглощающего материала (диборида хрома СrВ).
Поглощающие сборки системы управления и защиты скомпонованы в 10 групп в зависимости от их положения. Десятая группа является группой, с помощью которой идет автоматическое управление цепной реакцией деления. Скорость перемещения ПС СУЗ в номинальном режиме 0,02 м/с. Время опускания ПС СУЗ из крайнего верхнего положения в крайнее нижнее положение 4 с. Водно-химический режим активной зоны реактора аммиачно-борнокалиевый.
Основные системы безопасности реакторной установки:
- система аварийной зашиты;
- система аварийного охлаждения активной зоны реактора (не допускает расплавления активной зоны и распространения радиоактивности за пределы герметичных защитных помещений АЭС);
- система аварийной подачи питательной воды в парогенераторе;
- система защиты первого контура от превышения давления;
- система защиты второго контура от превышения давления;
- система аварийного газоудаления из первого контура;
- герметичная оболочка реакторного отделения;
- спринклерная система (разбрызгивающая установка — для конденсации пара, образующегося в результате снижения давления при разрыве трубопровода контура, и тем самым предотвращения повышения давления внутри герметичных защитных помещений сверх расчетного для них);
- система аварийного электроснабжения потребителей первой и второй категории соответственно;
- система технического водоснабжения ответственных потребителей.