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

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-3М) - 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

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-3М) предназначалась для второго блока Нововоронежской АЭС. Постановлением Правительства от 30 августа 1962г. была доставлена задача создать, с учетом опыта разработки ВВЭР-1 и ВВЭР-2, более совершенный проект энергоблока АЭС, обеспечивающего получение более высоких экономических показателей, конкурентоспособных с тепловыми электростанциями.

4.2  Реактор В-3М

Конструктивные решения фактора В-3М (рис. 4.2) в основном повторяют решения реактора,  а принятые изменения направлены на улучшение надежности технологичности и повышение эксплуатационных качеств. Увеличение мощности почти вдвое потребовало изменения ряда Отдельных решений реактора, которые определялись следующими мероприятиями:

  1. увеличение расхода теплоносителя за счет добавления двух петель при том же диаметре главных циркуляционных трубопроводов;
  2. снижение неравномерности нейтронного поля по радиусу и высоте активной зоны за счет увеличения количества регулирующих органов с 37 до 73 шт., а также применение в кассетах выгорающих поглотителей, при этом регулирующие кассеты стали универсальными, объединяющими функции аварийной защиты, регулирования и компенсации выгорания (кассеты АРК). Это позволило повысить подогрев теплоносителя, сохранив запас до кипения, использовать более высокие тепловые нагрузки твэл при сохранении коэффициента запаса до кризиса теплоотдачи в максимально напряженных кассетах;
  3. увеличение поверхности твэл в активной зоне при тех же ее геометрических размерах и водо-урановом отношении за счет уменьшения диаметра твэл с 10,2 мм до 9,1 мм и увеличения количества твэл в каждой кассете с 90 шт. до 120 шт., замены 6 кассет АЗ с рассеивателем на кассеты АРК с тепловыми сборками;
  4. корпус реактора выполняется без антикоррозионного плакирующего покрытия внутренней поверхности;
  5. повышение выходных параметров теплоносителя за счет подъема давления от 100 до 105 кг/см2.

В связи с вышеперечисленными решениями в основные узлы реактора В-3М были введены следующие конструктивные изменения по сравнению с реактором В-1:

  1. в корпусе реактора увеличено число входных и выходных патрубков Ду500 с 6 до 8 шт., исключена антикоррозионная наплавка внутренней поверхности, увеличена толщина цилиндрической стенки корпуса на 20 мм (120 мм вместо 100 мм);
  2. крепление шахты реактора к бурту корпуса выполнено разъемным с помощью бугелей, заменивших сварной шов;
  3. на шахте закреплены с помощью сварки 24 трубы 38x2,5 мм для размещения образцов-свидетелей корпусной стали;
  4. днище шахты выполнено с 73 чехловыми трубами (по числу органов СУЗ), закрепленными на верхней плите;
  5. плита корзины выполнена из единой целой плиты, что позволило исключить запрессованные втулки под хвостовики кассет (посадочные гнезда в плите выполняются механической обработкой на стенке);
  6. нажимной цилиндр с блоком защитных труб и ловителями кассет закреплен на плоской крышке верхнего блока с возможностью при необходимости разъема для ремонта, такое решение сокращает количество транспортируемых узлов и мест хранения. Ловители для дистанционирования головок кассет выполнены приварными к плите нажимной решетки;
  7. в рабочих кассетах (276 шт.) твэлы Ж9,1 мм устанавливаются с шагом 12,2 мм, изменена конструкция дистанционирующих устройств.

Рис. 4.1 Установка реактора В-3М
1 - колпак защитный, 2 — бак водяной, 3 — теплоизоляция корпуса, 4 -бак защитный, 5 — канал ИК, 6 — теплоизоляция зоны патрубков, 7 — теплоизоляция шахтного объема, 8 — теплоизоляция съемная



Рис. 4.2 Реактор В-3М
1 - верхний блок, 2 — привод СУЗ, 3 — нажимная решетка, 4 -кассета АРК, 5 — кассета рабочая, 6 — корзина выемная, 7 — шахта, 8 — экран, 9 — корпус реактора

Для восприятия температурных удлинений кассет в головки кассет введены подпружиненные штыри;

  1. регулирующие кассеты (73шт.) имеют топливные сборки идентичные по геометрии исполнения пучка твэл в циркониевых чехлах с таковыми рабочих кассет и надставки с поглотителем в виде призм из бористой стали; выполняют функции компенсирующие, регулирующие и аварийной защиты (АРК);
  2. для большей надежности обеспечения самохода винтовые механизмы СУЗ выполняются в количестве 49шт. с шагом 14 мм и 24 шт. с шагом 36 мм (в режимах АЗ имеют время разгона не более 0,5 сек.). Для исключения возможности попадания в реактор отдельных предметов механизмы СУЗ заключены в чехлы;
  3. электрокоммуникации к механизмам СУЗ компонуются на отдельной съемной площадке, что создает удобство обслуживания и сокращает время при разборке-сборке реактора.

Технические характеристики реактора ВВЭР-365 (В-3М)

Реактор В-3М устанавливается в шахтном объеме аналогично реактору В-1, с соответствующей номенклатурой оборудования, практически с одним изменением — вместо металлической фермы в районе фланца корпуса применена бетонная консоль. Установка реактора В-3М в шахтном объеме представлена на рис. 4.1.

  1. Парогенератор ПГВ-3

Парогенератор ПГВ-3 отличается от парогенератора ПГВ-1 рядом конструкторских решений, направленных на повышение мощности и эксплуатационной надежности, включая:

  1. для обеспечения большей поверхности нагрева для теплообменного пучка применены нержавеющие трубы 16x1,4 мм вместо 21x1,5 мм;
  2. заделка труб в коллекторах выполняется методом взрыва на всю толщину стенки для исключения зазора и соответственно возможности коррозионного повреждения;
  3. укрепление отверстий в корпусе парогенератора в местах прихода коллекторов теплоносителя осуществляется за счет утолщения стенок центральной обечайки корпуса, что исключает применение колец укрепления и связанные с ними недостатки;
  4. обеспечена подвижка дистанционирующих планок трубного пучка относительно корпуса ПГ при его деформации от внутреннего давления;
  5. исключена термообработка гибов теплообменных труб.

В остальном сохранены принципиальные технические решения парогенератора ПГВ-1.

Технические характеристики парогенератора ПГВ-3


Паропроизводительность, т/час

324

Давление пара на выходе из ПГ, кг/см2

33

Давление теплоносителя, кг/см2

105

Расход теплоносителя, м3/час

6000

Температура питательной воды, °С

195

Влажность пара на выходе из ПГ не более, %

0,2

Теплообменный пучок: труба: наружный диаметр, мм

16

толщина стенки, мм

14

число труб, шт.

3664

поверхность теплообмена, м2

1800

средняя длина труб, м

10280

Габариты: внутренний диаметр корпуса, м

3,0

длина корпуса, м

12,28

Вес ПГ (сухого, без опор и коллектора пара), т

120



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