Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Итоги эксплуатации 1-го блока НВАЭС - Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Оглавление
Реакторные установки ВВЭР для АЭС
Введение
Первая реакторная установка ВВЭР
Механизмы управления и защиты ВВЭР-1
Парогенераторы ПГВ-1
Трубопроводы и задвижки Ду 500
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по ВВЭР-1
Исследовательские работы по топливным сборкам и их материалам ВВЭР-1
Исследовательские работы по механизмам и электрооборудованию СУЗ ВВЭР-1
Исследования механической прочности гибов труб Ду 500, парогенератора ВВЭР-1
Монтаж и наладка 1-го блока НВАЭС
Итоги эксплуатации 1-го блока НВАЭС
Опыт проведения капитальных ремонтных работ на реакторной установке
ВВЭР для АЭС Райнсберг
Реакторная установка ВВЭР-365 (В-3М)
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по РУ В-3М
Основные этапы создания реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-179)
Основные технические решения реактора В-179
Биологическая защита реактора и оборудование шахтного объема В-179
Основное оборудование реакторной установки В-179
Система перегрузки активной зоны В-179, обоснование проекта
Работы для обоснования конструктивных решений В-179
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-230) для головной АЭС
Установка реактора и оборудование шахтного объема ВВЭР-440 (В-230)
Оборудование первого контура ВВЭР-440 (В-230)
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-230)
Результаты монтажа, пусконаладки и начальной эксплуатации (В-230)
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Описание основного оборудования РУ В-213
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Экспериментальное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Результаты пуско-наладочных работ на 1 и 2 блоках АЭС Ловииза
Дополнительные мероприятия по безопасности на АЭС Ловииза
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-270) для АЭС в сейсмическом районе
Обеспечение безопасности АЭС в условиях сейсмичности, пуск и ввод в эксплуатацию
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-318) для АЭС Хурагуа
Мероприятия по повышению безопасности АЭС с РУ ВВЭР-440
Оценка основных технических решений РУ ВВЭР-Ф40
Реакторные установки ВВЭР-1000
Основные решения в проекте РУ В-187
Расчетное обоснование проекта РУ В-187
Сравнение реакторной установки ВВЭР-1000 (В-187) с зарубежными аналогами
Результаты пуско-наладочных работ и первого этапа эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 5 блока НВАЭС
Реакторные установки ВВЭР-1000 (В-302 и В-338) для АЭС малой серии
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320) для АЭС большой серии
Описание оборудования и систем - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Система компенсации давления - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Системы нормальной эксплуатации, управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000
Системы безопасности реакторной установки ВВЭР-1000
Мероприятия по повышению эксплуатационной надежности и ресурса парогенераторов РУ ВВЭР-1000
Поисковые работы по реакторной установке ВВЭР-500 (В-271)
Поисковые работы по реакторным установкам типа ВВЭР
Поисковые работы по реакторным установкам ВВЭР-2000, ВВЭР-1500, ВВЭР-1100
Новые проекты реакторных установок ВВЭР
Краткое описание основного оборудования РУ В-407
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392)
Разработка систем управления запроектными авариями в проекте РУ В-392
Реакторная становка ВВЭР-1500
Реакторные установки ВВЭР-1000 для АЭС в Китае, Иране и Индии
Сравнительные характеристики реакторных установок ВВЭР-1000
Обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000
Подходы к обоснованию нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-1000
Результаты расчета нейтронно-физических характеристик топливных загрузок активной зоны ВВЭР-1000
Обоснование теплогидравлических характеристик реакторной установки ВВЭР
Основные результаты теплогидравлического расчета системы охлаждения реактора ВВЭР
Расчетное обоснование прочности реакторных установок ВВЭР
Современная практика расчетного обоснования прочности, основные критерии и методы
Экспериментально-исследовательское обоснование проектов РУ ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов первого контура ВВЭР
Обоснование конструкционной прочности - продление срока службы РУ ВВЭР
Современные подходы к обоснованию конструкционной прочности оборудования реакторных установок
Исследования напряжений в оборудовании АЭС и обоснование нормативных подходов
Обоснование прочности конструкций при нестационарных термических воздействиях
Обоснование работоспособности оборудования в условиях коррозионной среды
Конструкционная прочность оборудования в условиях воздействия потока нейтронов
Участники создания реакторных установок ВВЭР
Список литературы

Итоги эксплуатации 1 блока НВАЭС в первый пятилетний период
Опыт эксплуатации 1 блока НВАЭС в течение первого пятилетнего периода и полученные результаты дали достаточно полную характеристику работы реакторной установки ВВЭР-1.
30 сентября 1969г. исполнилось 5 лет с момента пуска НВАЭС в эксплуатацию. Номинальной проектной мощности — 210 МВт станция достигла через 3 месяца после пуска и в течение 5 лет работала надежно, стабильно, выдавая электроэнергию в систему Воронежэнерго. Так, до 1-го июля 1969г. суммарная выработка электроэнергии составила более 6-ти миллиардов кВт/часов.
Показатели работы эксплуатации по годам характеризуются следующей таблицей:


№ п/ п

Наименование

Годы

1964

1965

1966

1967

1968

1.

Выработка электроэнергии, 1x10° кВт/час

132

1019

1251

1367

1581

2.

Коэффициент использования установленной мощности, %

-

55.5

68,0

74,5

86,0

3.

Максимальная электрическая мощность, МВт

210

210

240

240

278*

4.

Себестоимость выработанного кВт/часа, коп

1,621

1,265

1,241

1,181

0,94

5.

Количество плановых остановок, шт.

-

5

8

6

3

6.

Количество внеплановых остановок, шт.

-

14

5

3

3

7.

Время простоя, час

-

61

41

12

10

* За счет подключения 4-ой турбины (от 2-го блока)

Достигнутые величины выгорания в выгруженном при перегрузке топливе представлены в таблице.


№ п/ п

Дата перегрузки

Количество дней перегрузки

Выгорание в МВт сут./т урана

среднее

максимальное в отдельных ТВЭЛ

максимальное в отдельных таблетках

1.

29/Х-И2/ХН-1965 г.

45

4900

7350

9300

2.

25/IX+6/XI-1966 г.

43

11000

16650

20000

3.

17//XI--8/VIII-1967 г.

63

12800

17500

23200

4.

11/V+9/V1-1968 г.

30

13000

20000

25000

5.

18/1V+22/V-1969 г.

35

16000

25000

30000

Из таблицы видно, что выгорание выгружаемого топлива с каждой перегрузкой становилось все более глубоким. Проведенные станцией работы по исследованию борного регулирования позволили предполагать, что в дальнейшем будут достигнуты еще большие величины выгорания. Все оборудование 1-го контура характеризовалось надежностью его работы.
Так, например:

  1. парогенераторы не имели случаев нарушения плотности труб поверхности нагрева, эксперименты по возможности увеличения производительности парогенераторов показали, что можно достигнуть паросъема 350 т/час с каждого парогенератора вместо проектных 230 т/час, при влажности пара, не превышающей 0,12% (допустимо 0,5%);
  2. главные циркуляционные насосы (ГЦН) в основном работали нормально, но в процессе первого года эксплуатации было выявлено, что происходит загрязнение теплоносителя 1 -го контура кобальтом, имеющим большой период полураспада: он выносился из изнашиваемых стеллитных втулок ротора, которые в течение 1966-19667гг. были заменены на всех насосах новыми из материалов, не содержащих кобальт; число часов работы ГЦН за год возрастало с 3900 часов в 1965г. до 7621 часов в 1968г. у насоса № 1, с 6624 часов в 1965г. до 7496 часов в 1968г. у насоса №6. Повышение надежности работы насосов достигнуто за счет проведения ряда конструктивных мероприятий: усиления конструкции крепления мелких трубопроводов и упрощения их схем в системе автономного охлаждения подшипников, усиления подшипников вентиляторов охлаждения обмоток статора и др.;
  3. трубопроводы, задвижки Ду 500 и газовые компенсаторы объема работали нормально.

В запроектированных быстродействующих задвижках с гидроприводом по 2 шт. на каждой из петель привод переделан на электромеханический, вследствие выявления отсутствия необходимости быстродействия и усложнения в связи с этим привода.
Система управления и защиты (СУЗ) работала вполне удовлетворительно и обеспечивала все расчетные характеристики. За первый год эксплуатации были выявлены отдельные слабые звенья в механизмах СУЗ, которые были устранены при первой же замене деталей приводов запасными частями уже измененной конструкции, проведенной во время второй перегрузки.
С целью быстрого выхода на мощность аварийные сигналы по степени опасности были разбиты на четыре группы, причем глушение мощности до нуля оставлено лишь в трех случаях:

  1. недопустимо быстрое нарастание мощности;
  2. отключение 2-х ГЦН и одновременный сигнал уменьшения перепада на активной зоне;
  3. полное обесточивание АЭС.

Следует отметить, что реактор работал вполне надежно, концентрации радиоактивных веществ в воздухе, водах реки Дон, почве и растительности в радиусе 40 км за все время находились на уровне фоновых значений и не было ни одного случая повышения активности.
Оборудование II контура как основное, так и вспомогательное работало вполне удовлетворительно.
В 1966г. были проведены тепловые испытания турбины АК-70-11, по которым выявлено, что номинальная мощность на 2,2% выше гарантированной заводом и составляет 76 МВт, а максимальная мощность 83 МВт без каких-либо ее переделок и систем обслуживания. В 1966-1967гг. была произведена смена диафрагм ЦВД из-за их высокого эрозионного износа, причем завод-изготовитель заменил чугун новым, более эрозионностойким металлом.
За время работы станции был произведен ряд экспериментальных и исследовательских работ:

  1. в июне 1967г. введена в теплоноситель борная кислота с концентрацией 0,1 г/л при мощности реактора 160 МВт. Эта концентрация поддерживалась в течение 2-х суток, а затем с помощью выпарной установки выведена из теплоносителя, при этом вся она превращена в кубовый остаток. Этот опыт позволил во время III перегрузки ввести борную кислоту с концентрацией 1,15 г/л, что позволило из-за глубокой подкритичности реактора вести перегрузку без дополнительной аварийной защиты. Проводились опыты по осуществлению жидкого борного регулирования;
  2. с целью уменьшения образования водорода упразднено введение в теплоноситель 1-го контура аммиака и сокращено количество вводимого гидразин-гидрата до 0,2-0,4 мг/л (содержание водорода в продувочной воде при этом составляло величину, не превышающую 3%);
  3. проведен контроль для обнаружения зон с поврежденными твэлами при работающем реакторе на мощности, путем измерения потока запаздывающих нейтронов и его изменений при локальных возмущениях нейтронного поля органами СУЗ (при неизменной тепловой мощности);
  4. отработана методика разборки кассет и исследования твэл в «горячей» камере, а также проведены испытания выгоревших кассет на 30-кратную ударную нагрузку.


 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Реакторы-размножители на быстрых нейтронах »
электрические сети