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

Научно-исследовательские и экспериментальные работы по РУ 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

С учетом результатов проведенных работ по ВВЭР-1 для ВВЭР-365 был выполнен ряд исследований, основные из которых следующие:

  1. обоснование возможности отказа от плакирующего антикоррозионного слоя корпуса реактора;
  2. аэродинамические исследования реактора на модели;
  3. испытания опытных сборок твэл в исследовательском реакторе «МР»;
  4. гидравлические испытания кассет;
  5. гидродинамические испытания кассет на ресурс на «горячем» стенде;
  6. ресурсные испытания винтовых механизмов СУЗ с шагом 14 мм и 36 мм.

4.4.1 Обоснование возможности отказа от плакирующего антикоррозионного слоя корпуса реактора

Решение об отказе от плакировки внутренней поверхности корпуса диктовалось следующими соображениями:

  1. уменьшение температурно-напряженного состояния корпуса;
  2. упрощение изготовления корпусов реакторов и сокращение времени их изготовления;
  3. экономия дорогостоящего никеля, входящего в состав нержавеющей стали;
  4. меньшая активность продуктов коррозии, т.к. исключается долгоживущая составляющая — Со60;
  5. результаты проведенных петлевых испытаний в ИАЭ им. Курчатова. ВНИИНМ, ЭНИН и др. дали основание рассматривать возможность работы корпусов ВВЭР по условиям коррозии без защитной плакировки.

В связи с этим необходимо было провести исследования стали 48ТС на отсутствие опасности наводораживания и, как следствие, охрупчивания из-за более высоких скоростей коррозии металла.
По ряду зарубежных и отечественных литературных данных водородная хладноломкость проявляется только при достаточно большом содержании водорода: для различных сталей 2-8 см3/100г металла.
Нижний предел временного сопротивления (σв), с которого сталь становится склонной к статической водородной усталости, 90- 120 кг/мм2. Это явление не было обнаружено в сталях с меньшим sb и поэтому было основание считать, что сталь 48ТС обладает достаточной устойчивостью против статической водородной усталости.

Исследования ЦНИИ КМ «Прометей» были проведены на стали 48ТС-3-40 толщиной листов 80 и 140мм, металле ее сварных швов и обечайке корпуса из стали 48ТС-2.
Испытания образцов производились как в автоклавах без облучения под давлением и температуре до 300°С, так и в титановых автоклавах с облучением интегральными потоками 1,0М,5.1019 н/см2 для Е > 0,5 МэВ в экспериментальных каналах реактора ВВР-М ФТИ АН СССР и дозами 6,6-8,4.1019н/см2 Е>0,5 Мэв в активной зоне реактора ВВР-М ИФ АН УССР.

Выводы, полученные в результате проведения этих работ:

  1. максимальное увеличение концентрации водорода после автоклавных испытаний не превышает 0,1-0,2 см3/100г металла. Учитывая, что облучение может приводить к пятикратному увеличению содержания водорода в стали, можно считать, что в самом неблагоприятном случае его содержание в корпусе реактора не будет превышать 1 см3/100г металла, т.е. не достигает опасного значения;
  2. облучение образцов вышеуказанными интегральными потоками при температуре 230-320°С приводит к увеличению прочности и снижению пластичности до 5-10%;
  3. у напряженных образцов величиной до 0,380,12  облучение приводит к несколько большему изменению механических свойств, однако они остаются на высоком уровне, что свидетельствует о достаточной работоспособности стали 48ТС-3-40 при рабочих режимах реактора;
  4. воздействие воды высоких параметров приводит к образованию на поверхности стали плотной окисной пленки достаточно пластичной и прочно соединенной с основным металлом, что относит сталь 48ТС-3-40 к группе коррозионно-стойких материалов по ГОСТ 5272-50;
  5. полученная при автоклавных испытаниях образцов под облучением (без движения воды) язвенная коррозия требует дополнительных исследований и влияния на нее скоростей движения теплоносителя;
  6. целесообразно проведение петлевых испытаний для определения влияния облучения на растворимость и диффузионную подвижность водорода в металле корпуса реактора, а также закономерность его накопления в нем.

Такие испытания были проведены ИАЭ им. Курчатова совместно с ЦНИИ КМ «Прометей» на исследовательском реакторе МР.
В соответствии с проведенными коррозионными и электрохимическими исследованиями сталь типа 48ТС-2 была рекомендована в качестве корпуса реактора без плакирующего слоя, работающего в деаэрированной воде (рН=10) с температурой до 300°С и концентрацией кислорода в воде не свыше 0,02 мг/кг. Практика удовлетворительной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР (В-3М, ВВЭР-440, 8 шт.) без антикоррозионного плакирующего слоя подтвердила правильность принятого решения.

Аэродинамические исследования реактора

Испытания были проведены воздухом на модели из оргстекла, имитирующей корпус с внутрикорпусными устройствами, выполненной в 1:5 натуры. Они проведены при работе всех 8 петель, а также при работе 6 петель и отключении 2-х находящихся рядом, а затем 2-х противоположно расположенных петель.
После испытания сделаны следующие выводы:

  1. определен коэффициент гидравлического сопротивления, составляющий 8,1 при работе 8 петель и 5,05 при работе 6-ти петель (закрыты 2 соседних петли);
  2. распределение расходов по каналам зоны и профили скоростей по опускным каналам одинаковы как при работе 8, так и при работе 6 петель и не зависят от положения отключенных петель;
  3. по периметру дроссельного цилиндра перепады статических давлений распределены равномерно.

Испытание опытных сборок твэл

В связи с тем, что в кассетах реактора В-3М глубина выгорания топлива увеличивается до 28,0, изменяется конструкция дистанционирующих решеток и самого твэл, потребовалось дополнительное испытание опытных сборок твэл. Поэтому 21 февраля 1967г. в двух каналах петли ПВК исследовательского реактора «МР» в ИАЭ им. Курчатова были начаты испытания двух топливных сборок. Каждая сборка состояла из 18 твэл диаметром 9,1 мм. Испытания проводились при максимальных тепловых нагрузках 0,9.106 и 13.106. После5296 часов работы было достигнуто выгорание
12,520 и 18,209и испытания продолжены. При ранее проводившихся испытаниях твэл 09,1 мм реактора В-3М в ряде случаев достигалось максимальное выгорание 39,0 и 45,0. При испытании же сборки из 30 твэл диаметром 6мм, успешно проработавшей 10169 часов при тепловой нагрузке до 1,6.106достигнуто среднее выгорание 46,0(при максимальном 68,0 ), причем металл оболочек сохранил высокую пластичность (остаточное относительное удлинение 7-11%) при интегральной дозе облучения I(Е>1МэВ).
Поглощение водорода было тоже незначительным, оно составило 0,01-0,045 вес.% по отношению к исходному 0,004%.
Высокие тепловые нагрузки твэлне приводят к коррозионному поражению оболочек. Во всех случаях выводы испытаний относятся к оболочкам, выполненным из сплава циркония с ниобием. Параллельно же испытываемый железо-никелевый сплав циркония показал свою непригодность для оболочек твэл из-за почти полной потери пластичности, большого наводораживания и значительных коррозионных поражений. Все вышеизложенное подтверждает, что в твэл диаметром 9,1мм с оболочкой из сплава циркония с ниобием проектная величина выгорания реально достижима.

Гидравлические испытания кассет В-3М

Результаты сравнительных испытаний кассет с дистанционирующими решетками четырехъярусными и сотовыми на гидравлическом стенде показали, что сопротивление последних составило величину в 1,5 раза ниже четырехъярусных.
Так, при числе Re=30000 коэффициент сопротивления х составил для первой конструкции 1,8-1,88, а для второй — 1,21-1,31 и при Re=60000 коэффициент равен 1,7-1,78 и 1,13-1,11 —соответственно.
Меньшее гидравлическое сопротивление, а также большая технологичность сотовых решеток перед четырехъярусными дали возможность остановиться на этой конструкции, причем количество рядов дистанционирующих решеток было увеличено с 7 до 10.

Испытание кассет В-3М на стенде «горячей» обкатки

Испытанию были подвергнуты 2 рабочие кассеты и одна кассета АРК. Последняя испытывалась подвешенной к механизму СУЗ, который находился в неподвижном положении.
Условия испытания: расход воды через каждую кассету — 140 м3/час, давление 100 кг/см2 при температуре 270-275°С, перепад на кассете 1 кг/см2. В течение первых 2000 часов после каждой 1000 часов с кассет снимался шестигранный чехол и производился осмотр на отсутствие механических повреждений и коррозионных явлений. После 2-х таких разборок никаких отрицательных явлений при осмотрах не было обнаружено. В последующем одна кассета после 3000 часов была отправлена на завод-изготовитель для последующих испытаний по транспортировке.
Осмотр рабочей кассеты после ресурса 9718 часов на заводе- изготовителе позволил установить:

  1. сотовые решетки и положение стержней в них находится в удовлетворительном состоянии;
  2. проверка твэл на герметичность при температуре 20°С также дала удовлетворительные результаты;
  3. имеющийся коррозионный налет у швов поверхностный и не дает коррозионных поражений.

Стендовые и ресурсные испытания винтовых механизмов СУЗ

Испытанию подвергались по два винтовых механизма с шагом винта 14 мм и с шагом винта 36 мм, с электродвигателем и указателем положения. Предварительно механизмы подвергались горячим испытаниям и допускались к ресурсным после того, как они их выдерживали. Каждый из механизмов должен был сделать 30 зачетных двойных ходов и 20 сбросов кассеты из верхнего положения.
После проведения этих испытаний кассеты подвергались осмотру и холодным испытаниям, во время которых определялись моменты механизмов с кассетами и без кассет, величины выбегов при остановке в верхнем и нижнем положениях, скоростные характеристики движения механизма и время опускания кассеты. Величины, полученные в результате эксперимента, приведены в таблице:

При весе кассеты 336кг (не менее)

Одновременно сделаны следующие выводы:

  1. момент двигателя составлял от 0,07 до 0,086кгм;
  2. максимальный тормозящий момент составлял 4 кгм при номинальном токе и 7кгм при форсированном (у механизма с шагом 36 мм);
  3. допустимое время перерыва охлаждения электродвигателя составило 39мин (в условиях стендовых испытаний);
  4. время падения кассеты практически не зависит от изменения расхода охлаждающей воды, подаваемой на электродвигатель от 0-1,8м3/час, и незначительно изменяется от изменения расхода воды через кассету (0-120м3/ч).

Условия проведения «горячих» ресурсных испытаний следующие: давление - 100кг/см2, температура — 270-280°С, перепад на кассете 0-1,3кг/см2, расход охлаждающей воды 0,5-0,55м’/ч, температура 50-60’С.

Результаты ресурсных испытаний:


Наименование

Кол-во двойных ходов шт.

Кол-во сбросов

Стояночный режим час

Наличие самохода

Примечание

Всего шт.

из них с подхватом шт.

Привод с шагом 14 мм

8000

153

50

820

есть

Самоход только при расхаживании гайки и весе кассеты - не менее 336 кг

Привод с шагом 36мм

4530

100

25

836

есть

Самоход и без расхаживания гайки

Результаты исследований в обоснование отмены термообработки гибов теплообменных труб парогенераторов

Отмене термообработки труб предшествовала исследовательская работа ЦНИИ КМ «Прометей» «Влияние различной степени наклепа на стойкость стали марки 0К18Н10Т против коррозионного растрескивания и коррозионной усталости», проведенная в 1967-1968гг.
В результате проведения этой работы сделан вывод, что испытания образцов из холодно-деформированной стали 0Х18Н10Т, имеющих степень наклепа от 0 до 50% в воде, содержащей 0,02 мг/л кислорода и 10 мг/л хлоридов, за 3300 часов не выявили склонности стали к коррозионному растрескиванию и не отмечено снижения прочности характеристик этой стали. Эти выводы дали возможность отказаться от термообработки труб теплообменной поверхности нагрева парогенераторов, что позволило сохранить неизменным качество внутренней электрополированной поверхности труб и сократить технологический цикл изготовления парогенераторов.



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