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

Опыт проведения капитальных ремонтных работ на реакторной установке - 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

Для уменьшения флюенса нейтронного потока, падающего из активной зоны на стенку корпуса реактора, между шахтой и стенкой корпуса реактора ВВЭР-1 установлен экран, представляющий собой цилиндрическую обечайку из нержавеющей стали толщиной 30мм и высотой 3300мм (см. рис. 2.4.).
В верхней части экран приваривается к скобам, закрепленным на стенки корпуса, а нижняя часть экрана фиксируется шпонками, что позволяет компенсировать разницу термических расширений и исключить круговое перемещение экрана.
В декабре 1969г., после 5 лет эксплуатации, первый блок НВАЭС был остановлен. Причиной остановки блока послужили ненормальные показания прибора измерения перепада давления на активной зоне реактора, свидетельствующие о разрушении трубы для отбора давления, которая конструктивно была связана с экраном корпуса реактора.
После полной выгрузки кассет из активной зоны и извлечения внутрикорпусных устройств реактора был зафиксирован обрыв экрана. Экран сместился вниз до упора в эллиптическое днище корпуса реактора, элементы крепления экрана к корпусу были сорваны. Экран практически сохранил свою геометрию, повреждения в виде трещин были в верхней части в местах приварки к скобам крепления экрана к корпусу. Повторное закрепление экрана к корпусу в условиях высокой радиоактивности было исключено. Уточненный расчет работоспособности корпуса в течение установленного срока службы при увеличенной интенсивности облучения его стенок дал основание для решения о возможности эксплуатации без экрана. Экран был разрезан на части, извлечен из реактора и отправлен на захоронение в пределах площадки АЭС.
Анализ разрушения элементов крепления экрана позволил сделать вывод, что причиной выхода из строя является недостаточный
учет гидродинамических и вибрационных нагрузок при разработке конструкции закрепления экрана.
При ревизии был обнаружен ряд дефектов в реакторе, требующих ремонта:

  1. в переходных втулках патрубков Ду500;
  2. в отдельных местах антикоррозионной наплавки.

Были приняты следующие основные решения:

  1. внутри корпусные устройства подлежат извлечению из реактора и захоронению в пределах территории I блока НВАЭС;
  2. восстановление внутрикорпусных устройств произвести на основе вновь разработанного проекта, предусматривающего возможность их извлечения для обеспечения контроля внутренних поверхностей корпуса реактора;
  3. восстановленные внутрикорпусные устройства выполняются с максимальной толщиной стенки шахты, компенсирующие отсутствие защитного экрана;
  4. предусматривается запасная выемная корзина, обеспечивающая применение модифицированной активной зоны с кассетами реактора В-3М, включая замену кассет аварийной защиты на кассеты компенсирующие;
  5. предусмотреть два комплекта выемных обсадных труб днища шахты типа В-1 и типа В-3М и приспособления для извлечения и установки обсадных труб;
  6. предусмотреть защитное оборудование для извлечения и транспортировки шахты с днищами, а также отдельно днища шахты. В короткие сроки (IV кв. 1970г.) ОКБ «Гидропресс» были разработаны проекты внутрикорпусных устройств и приспособлений. Подольский завод им. Орджоникидзе изготовил оборудование с проведением контрольной сборки на стенде «Р-ЗиО» и поставил на НВЭАС.

В течение периода проектирования и изготовления новых внутрикорпусных устройств реактора на I блоке НВАЭС были выполнены следующие работы:

  1. ремонт реактора;
  2. ремонт патрубков Ду500 (расточка патрубков, запрессовка и заварка втулок). Работа выполнялась специалистами НИКИМТа, включая разработку технологии, проекта уникальных приспособлений и изготовления их;
  3. демонтаж трубопровода непрерывной продувки реактора и монтаж системы контроля протечек;
  4. реконструкция трубопроводов ввода раствора бора в неотсекаемую часть трубопровода Ду200 контура расхолаживания;
  5. монтаж трубопроводов контроля плотности швов и втулок патрубков, Ду500.

Выполнение указанных работ позволило в конце 1971г. возобновить эксплуатацию первого блока НВАЭС. Ревизия и ремонт реактора ВВЭР-1 и отдельного оборудования первого блока НВАЭС позволили накопить опыт по организации и проведению работ с оборудованием, имеющим повышенное радиоактивное излучение, и подтвердили практическую возможность ремонта любого оборудования реакторной установки ВВЭР. Полученные результаты использовалась при разработке всех последующих проектов реакторных установок ВВЭР.

2.12 Заключение

Ввод в эксплуатацию 1 блока НВАЭС и опыт эксплуатации его имели, исключительно важное значение для дальнейшего развития АЭС с ВВЭР в нашей стране и по нашим проектам за рубежом. Полнена возможность проверить правильность технических решений, заложенных в проект, и оценить направления развития атомной энергетики.

Также традиционной для последующих проектов АЭС с ВВЭР стала оригинальная конструкция парогенераторов горизонтального типа с трубной решеткой в виде двух цилиндрических коллекторов, а в качестве материала теплообменных труб применена аустенитная нержавеющая сталь типа 01X18Н10Т.
Эксплуатация 1 блока НВЭАС убедительно показала возможность надежной работы АЭС с ВВЭР. Опыт ремонтных работ на реакторе после пяти лет эксплуатации в связи с обрывом теплового экрана позволил своевременно принять оптимальные решения по внутрикорпусным устройствам последующих ВВЭР и наметить рациональные организационные меры по проведению уникальных ремонтных работ внутри реактора.
Мощная строительно-монтажная организация на НВЭАС приобрела большой опыт сооружения АЭС, который был эффективно использован при строительстве АЭС с ВВЭР в нашей стране и за рубежом.
На 1 блоке НВАЭС был отработан порядок пусконаладочных работ, обеспечивающий качественную комплексную проверку оборудования и систем, вводимых в эксплуатацию.
На НВАЭС были подготовлены квалифицированные кадры для наладочных работ, которые совместно со специалистами организаций-разработчиков успешно использовались в дальнейшем при пуске энергоблоков АЭС в нашей стране и за рубежом.



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