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

Реакторная установка ВВЭР-440 (В-179) - 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

6 Реакторные установки ВВЭР-440
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-179)

Основные направления разработки проекта РУ В-179

В январе 1966г. ОКБ «Гидропресс» на основании технического задания, разработанного совместно с ИАЭ им. Курчатова, был выполнен технический проект реакторной установки ВВЭР-440 для типовых атомных электрических станций с двумя блоками по 400 МВт.
Указанный технический проект был рассмотрен секцией НТС Минсредмаша 28 марта 1966г. и одобрен для разработки проектного задания на АЭС.
Дальнейшие работы по проектированию реакторной установки ВВЭР-440 и по разработке проектного задания на серийные АЭС выявили определенное отставание проектируемых станций от мирового уровня развития АЭС с водо-водяными реакторами, в основном, в части рабочих параметров и мощности петель первого контура.
С целью устранения имеющегося отставания АЭС с ВВЭР от мирового уровня ТЭПом, ИАЭ им. Курчатова, ОКБ «Гидропресс» и другими организациями были разработаны предложения по существенному улучшению технико-экономических показателей АЭС.
При разработке мероприятий, направленных на улучшение технико-экономических показателей АЭС, учитывались сроки строительства АЭС с реакторами ВВЭР-440, определенные Постановлением Правительства СССР.
При разработке технического проекта реакторной установки ВВЭР-440 учитывалось проектное задание ТЭПа на строительство III и IV блока НВАЭС и предложения на строительство АЭС в Финляндии.
Были установлены следующие основные требования к реакторной установке ВВЭР-440:

  1. рабочее давление на выходе из активной зоны — 125 кг/см2;
  2. расчетное давление на выходе из активной зоны — 140 кг/см2;
  3. температура теплоносителя:
    на входе в реактор — 270°С
    на выходе из реактора — 300°С
  4. охлаждение приводов СУЗ — внешнее;
  5. расход воды на охлаждение — 30 г/час;
  6. количество петель — 6;
  7. производительность насоса (ГЦН-138/11) — 6500м3/час;
  8. компенсаторы объема — паровые;
  9. активная зона состоит из 276 рабочих шестигранных кассет с твэл, содержащими двуокись урана в оболочке из сплава циркония, и из 73 кассет АРК. Материал стенок кассет — сплав циркония с ниобием и с добавкой бора до 0,15% по весу;
  10. скорость перемещения кассет АРК: нормальная — 2см/сек; при самоходе — 10--20 см/сек;
  11. загрузка урана — 40т;
  12. начальное обогащение урана 2,0-3,5%;
  13. среднее начальное обогащение топлива 1-ой загрузки не менее 3%;
  14. продолжительность кампании — 30 месяцев;
  15. число перегрузок за кампанию — 3;
  16. средняя глубина выгорания — 28;
  17. контроль герметичности твэл осуществляется на остановленном реакторе перед перегрузкой топлива;
  18. контроль за распределением энерговыделения по объему активной зоны с помощью 12 измерительных каналов;
  19. контроль за температурой теплоносителя на выходе из кассет с помощью 222 термопар, равномерно расположенных по сечению активной зоны.

В процессе разработки реакторной установки ВВЭР-440 ОКБ «Гидропресс» был выполнен в сентябре 1966 г. эскизный проект основных узлов и общего вида реактора с целью уточнения весогабаритных характеристик узлов и согласования основных принятых решений с научным руководством и заводом-изготовителем.
При рассмотрении эскизного проекта реактора с ИАЭ им. Курчатова были приняты следующие согласованные решения:

  1. при разработке технического проекта реактора ВВЭР-440 с целью сокращения высоты верхнего блока, удобства обслуживания и ремонта крышки и приводов СУЗ ввести промежуточную вставку между штангой привода и кассетой АРК;
  2. блок защитных труб выполнить отдельно от верхнего блока;
  3. в техническом проекте рассмотреть случаи возможных аварий на реакторе, их последствия и меры предотвращения (отрыв чехлов СУЗ от крышки, разрыв труб Ду 500 и т.п.)

При рассмотрении эскизного проекта корпуса и крышки реактора ВВЭР-440 на Ижорском заводе были согласованы конструктивные решения и размеры заготовок и определен перечень необходимых опытно-технологических и исследовательских работ.
Постановлением Правительства СССР от 29.09.66.г принята программа строительства в СССР большого числа крупных АЭС (III и IV блоки Нововоронежской АЭС, I и II блоки Кольской АЭС, I и II блоки Армянской АЭС)
Были подготовлены соглашения о строительстве АЭС в ряде государств Европы (НРБ, ВНР, ГДР и др.).
Все упомянутые АЭС предполагалось строить на базе реакторной установки ВВЭР-440.
В процессе разработки проекта РУ ВВЭР-440 (В-179) было принято решение об использовании этого проекта только для III и IV блоков Нововоронежской АЭС, а для серии энергоблоков АЭС с ВВЭР-440, строящихся в нашей стране и за рубежом, разрабатывать новый проект РУ под индексом В-230, учитывающий в дополнение к отечественным требованиям и требования зарубежных заказчиков.
При разработке технического проекта РУ ВВЭР-440 (В-179) был использован накопленный опыт проектирования, изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации ранее разработанных ОКБ «Гидропресс» реакторных установок ВВЭР-1, ВВЭР-2, ВВЭР-3М.
Особое внимание было уделено анализу результатов более, чем двухгодичной эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1 первого блока Нововоронежской АЭС с целью учета в проекте ВВЭР-440 выявленных эксплуатацией отдельных конструктивных недостатков. Это касалось, в первую очередь, повышения надежности и работоспособности верхнего блока реактора и механизмов СУЗ, а также улучшения условий обслуживания и ремонта всего оборудования.
Ниже представлены результаты разработки технического проекта реакторной установки ВВЭР-440 (В-179).

Общая характеристика РУВ-179

Принципиальная схема РУ В-179 и компоновка оборудования первого контура аналогичны решениям РУ ВВЭР-1.
Шесть циркуляционных петель первого контура расположены вокруг цилиндрической герметичной шахты реактора в герметичном боксе. Каждая петля имеет главный циркуляционный насос (ГЦН) и парогенератор, соединенные главными циркуляционными трубопроводами с условным диаметром 500 мм, а также две главные запорные задвижки (на «холодной» и «горячей» нитках) Ду 500.
Электродвигатель и вспомогательное оборудование ГЦН, электроприводы главных запорных задвижек, а также арматура воздушников, вспомогательных линий I контура вынесены в отдельное, так называемое палубное помещение, расположенное над циркуляционными петлями и отделенное от оборудования петель бетонной биологической защитой. Такая «палубная» компоновка позволяет производить обслуживание ГЦН и арматуры при работающих циркуляционных петлях.
В углу бокса циркуляционных петель размещено помещение парового компенсатора объема.
Схема I контура рассчитана на отключение, расхолаживание, опорожнение, заполнение, разогрев и подключение любой циркуляционной петли.
Особенностью схемы I контура является отсутствие врезок вспомогательных трубопроводов в общую не отключаемую часть I контура, за исключением трубопроводов подключения компенсаторов объема и систем воздушников.
В связи с переходом на внешнее автономное охлаждение чехлов СУЗ система продувки-подпитки I контура организована только на циркуляционных петлях, т. е. на отключаемой части I контура.

Технические характеристики реакторной установки ВВЭР-440 (В-179)


Мощность тепловая, МВт

1375

Количество циркуляционных петель, шт.

6

Давление в 1 контуре, кг/см2

125

Давление во 2 контуре, кг/см2

47

Паропроизводительность, т/час

2712

Температура теплоносителя в реакторе, ОС на входе в а.з. на выходе из а.з.

269
300

Расход теплоносителя через реактор, м3/час

39000

Внутренний диаметр главного циркуляционного трубопровода, мм

496

Главный циркуляционный насос:
тип
производительность, м3/час

бессальниковый
6500

Срок службы, год

30



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