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

Основные технические решения реактора 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

Основные технические решения реактора В-179 (рис.6.1)
Реактор ВВЭР-440 (В-179) является модернизацией реактора ВВЭР-365 (В-3М) и по основным компоновочным решениям аналогичен ему.
Основные конструктивные отличия реактора ВВЭР-440 от реактора ВВЭР-365 обусловлены повышением рабочего давления со 105 кг/см2до 125 кг/см2, исключением подачи подпиточной воды на охлаждение и запирание чехлов СУЗ, а также обеспечением большей надежности работы реактора и улучшения условий эксплуатации и ремонтоспособности основных узлов реактора.
Одним из основных конструктивных отличий является применение сферической крышки, т. к. создание плоской крышки на расчетное давление 140 кг/см2 вызывало очень серьезные конструктивные и технологические трудности.
Переход на сферическую крышку вызвал изменение уплотнения главного разъема: вместо клинового самоуплотняющегося затвора разработано уплотнение, состоящее из системы круглых никелевых прокладок 05 мм с гибким элементом (торовым компенсатором).
Применение сферической крышки и введение наружного охлаждения чехлов механизмов СУЗ привело к значительному увеличению высоты верхнего блока реактора, и как следствие этого, увеличению высоты здания реакторного зала.
Для уменьшения габарита верхнего блока, а также для создания возможности осмотра и обслуживания внутренней части сферической крышки нижняя часть верхнего блока (защитные трубы штанг механизмов СУЗ) отделена от крышки и выделена в отдельный узел — блок защитных труб.
С этой же целью между штангами механизмов СУЗ и кассетами АРК введена промежуточная вставка, зацепление и расцепление которой с кассетами АРК производится при снятом с реактора верхнем блоке.
Таким образом, штанги механизмов СУЗ во время работы реактора не находятся в активной зоне, а в своем верхнем положении не выходят за горец фланца сферической крышки.
Такая компоновка верхнего блока обладает следующими преимуществами:

  1. сокращаются габариты верхнего блока и механизмов СУЗ;
  2. значительно облегчается обслуживание и профилактический ремонт сферической крышки и механизмов СУЗ;
  3. отпадает необходимость в специальной биологической защите при транспортировке верхнего блока во время перегрузки активной зоны реактора:
  4. при разборке реактора для перегрузки транспортировке подлежит только один «загрязненный» узел — блок защитных труб, для которого организация биологической защиты проще, чем для верхнего блока.

Значительным изменениям подвергались и внутрикорпусные устройства реактора. Это вызвано, в основном, стремлением исключить приварку к высоконапряженным участкам корпуса отдельных узлов внутрикорпусных устройств и элементов их крепления.

Рис. 6.1 Реактор В-179
1 — крышка, 2 — опора шахты, 3 — шахта, 4 — блок защитных труб, 5 -кассета АРК, 6 — кассета рабочая, 7 — корпус

  Реактор В-179

Так, шахта реактора выполнена выемной с креплением в горловине корпуса и с центровкой на днище корпуса реактора. Защитный экран укреплен на выемной шахте.
Вновь организованный блок защитных труб выполняет функции нижней части верхнего блока, дистанционирующей решетки и нажимного цилиндра реактора ВВЭР-365, а дросселирование выходного потока теплоносителя для выравнивания его скорости перед патрубками Ду500 выполняется верхней частью шахты.
Сферическая крышка корпуса реактора выполнена из сферической части толщиной 200 мм и цельнокованого фланца наружным диаметром 3640 мм и толщиной 300 мм.
Уплотнение места разъема крышки и корпуса реактора выполнено в виде гибкого элемента (торового компенсатора), один конец которого приварен к фланцу крышки, а другой прижат к фланцу корпуса 60-ю нажимными винтами М85. Уплотнение достигается с помощью двух никелевых прокладок круглого сечения (05 мм).
В случае неудовлетворительной работы уплотнения предусмотрена возможность приварки свободного фланца торового компенсатора к наплавке на фланце корпуса.
Кроме этого, организовано непосредственное уплотнение крышки с корпусом, а именно: на опорной поверхности фланца корпуса установлены дополнительно две никелевые прокладки (05 мм) с контрольной полостью между ними, которые прижимаются опорной поверхностью фланца сферической крышки.
Наличие дополнительного уплотнения обеспечивает безопасность эксплуатации в случае аварийного выхода из строя компенсатора.
Положительные результаты первого периода эксплуатации позволили дополнительное уплотнение перевести в основное уплотнение главного разъема.
Разделение входного и выходного потока теплоносителя осуществляется приваренным к корпусу буртом из углеродистой стали и стенкой шахты из нержавеющей стали, за счет натяга при разогреве и рабочей температуре эксплуатации, возникающего из-за разности коэффициентов линейного расширения.
Крепление экрана, защищающего корпус от нейтронного и гамма облучения, произведено к стенке шахты реактора с целью исключения сварных соединений на корпусе и большей надежности крепления.
Введено дополнительное сопротивление на входе у всех кассет путем установки дополнительных шайб, с целью исключения перераспределения расхода теплоносителя между кассетами в случае возникновения объемного кипения в отдельных кассетах при аварийных режимах.
Исключены трубы-контейнеры для установки образцов стали для исследовательских работ с учетом использования результатов испытаний образцов  однотипного реактора В-3М. Как показал последующий опты эксплуатации реакторов ВВЭР, решение об отказе установки образцов-свидетелей корпусной стали в каждый реактор было ошибочным, т.к. условия работы стенок корпуса реактора и соответственно образцов-свидетелей стали могут в значительный степени отличаться из-за специфических режимов работы, при которых изменяется интенсивность и плотность потоков нейтронов и температурное состояние стенок корпуса в районе активной зоны, что отражается на изменении свойств материалов корпуса.
Конструкция и геометрические размеры кассет В-179 повторяют кассеты В-3М.
Кассета рабочая представляет собой сборку тепловыделяющих элементов (твэл), заключенную в шестигранную трубу с размером «под ключ» 143 мм и толщиной стенки 1,5 мм.
Твэлы в количестве 126 штук имеют оболочки внешним диаметром 9,1 мм, внутренним — 7,8 мм (материал — циркониевый сплав) с приваренными по концам заглушками из того же материала.
Допуски на оболочки и концевые детали твэл и шестигранную трубу, а также технологические допуски при изготовлении твэл и шестигранной трубы учитывались в прочностных расчетах и находятся в тех пределах, которые обеспечивают надежную работу вышеуказанных элементов в реакторе за время всей кампании.
Твэлы расположены в пучке по треугольной разбивке с шагом мм. Внутри твэл размещены таблетки из двуокиси урана с обогащением ураном 235 в стационарном режиме до 3, 6%.

Материал чехловой трубы — циркониевый сплав 125. Материал оболочек твэл — циркониевый сплав 110. Циркониевые сплавы 125 и 110 имеют достаточно высокие коррозионные и механические свойства, не уступающие сплавам циркалой 2 и 4, а по некоторым данным превосходящие их. Надежную работу циркониевых сплавов до t = 350°С (максимальная температура наружной стенки оболочек твэл) показали результаты петлевых, автоклавных испытаний, а также работа в реакторе 1 -го блока Нововоронежской АЭС в течение 5 лет.
Исследования твэл с предварительно наводороженными оболочками (до содержания водорода 0,01-0,06% по весу) в реакторе МР ИАЭ им. Курчатова в течение 4000 часов показали, что все оболочки сохранили герметичность и достаточный запас пластичности. Для сплава ПО при облучении в реакторе МР за 10169 часов содержание водорода составило 0,01-0,045% веса.
Тепловыделяющие элементы закреплены на нижней решетке шплинтующей проволокой. Дистанционирование в пучке осуществляется решетками «сотового» типа.
К дистанционированию предъявляется требование надежности, исключение истирания в местах касания оболочки твэл с элементами дистанционирования, наименьшего сопротивления. Тип дистанционирования в виде сотовых решеток был принят после многочисленных конструктивных проработок, создания опытных образцов и проверки их на стендах. По полученным результатам были разработаны и изготовлены несколько опытных кассет с пучками, в которых твэлы дистанционировались сотовыми решетками. Опытные кассеты прошли длительные ресурсные испытания (в течение 10000 часов) при параметрах, близких к натурным.
Кроме того, опытная кассета прошла транспортировку по железной дороге для выявления достаточной жесткости сотовых решеток при транспортировке.
Опытные пучки с «сотовым» дистанционированием успешно прошли испытания в петлях исследовательского реактора.
Действующий реактор 2 блока Нововоронежской АЭС снабжен кассетами с дистанционированием твэл сотовыми решетками.
Замечаний по работе эти кассеты не имеют. Нижняя и верхняя решетки изготавливаются из нержавеющей стали, крепятся соответственно к хвостовику и головке кассеты при помощи винтов или контактной сваркой. Хвостовик и головка крепятся к шестигранной трубе при помощи контактной сварки.
В головке кассеты имеются подпружиненные штыри, которые удерживают кассету от всплытия и служат для компенсации удлинения кассеты в реакторе.
Для закрепления с захватом перегрузочных средств в головке имеются два штыря. Ориентировка кассет в активной зоне при загрузке обеспечивается одним штырем, укрепленным в хвостовике кассеты, который входит в соответствующий паз опорной плиты корзины.
Головка и хвостовик рабочей кассеты выполняются из нержавеющей стали.
Кассета АРК является рабочим органом СУЗ и выполняет следующие функции:

  1. обеспечивает быстрое прекращение ядерной реакции в реакторе путем быстрого введения в активную зону поглотителя и одновременным выведением из активной зоны ее тепловыделяющей части;
  2. автоматическое регулирование в целях поддержания реактора на заданном уровне мощности в перевода его с одного уровня мощности на другой;
  3. компенсацию изменений реактивности (отравления, мощностной и температурный эффекты) путем частичного или полного выведения из активной зоны реактора поглотителя.

Кассета АРК состоит из надставки (поглотителя) и тепловыделяющей сборки.
Хвостовик надставки входит в головку тепловыделяющей сборки и фиксируется при помощи двух штырей.
Надставка и тепловыделяющая сборка после их загрузки в реактор соединяются между собой промежуточной штангой, которая проходит через надставку и посредством захвата сцепляется с головкой тепловыделяющей сборки.
Штанга СУЗ сцепляется с верхней головкой промежуточной штанги.
Надставка представляет собой шестигранную трубу из нержавеющей стали (OXI8H10T) с размером под ключ S = 144 мм, к которой приварены головка и хвостовик из того же материала.
Внутри шестигранной трубы расположены шестигранные вкладыши. Материал шестигранных вкладышей — бористая сталь (содержание естественного бора до 2%). Образцы из бористой стали успешно прошли петлевые испытания. Установленные в центральную трубку кассет 1 блока Нововоронежской АЭС образцы из бористой стали исследованы образцы после двух кампаний работы реактора, результаты исследований показали хорошую коррозионную стойкость и не имели изменений геометрии.
Надставки с бористыми вкладышами аналогичной конструкции успешно работали в реакторах 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС и не имели замечаний.
Тепловыделяющая сборка кассеты АРК выполнена аналогично рабочей кассете с размером «под ключ» шестигранного чехла 143 мм.
В нижней части кассеты АРК предусмотрен стакан, служащий демпфером кассеты (ответный поршень находится в трубе днища шахты).
Конструкция гидравлического демпфера отработана путем испытания различных типов демпферов на специальном стенде.
По результатам испытаний была принята конструкция демпфера, обеспечивающая допускаемые нагрузки на кассету АРК.
Конструкция кассеты АРК и твэл могут выдержать продольную 30-кратную ударную нагрузку без нарушения геометрии кассеты и герметичности твэл в рабочих условиях реактора в период всей кампании.
Оборудование системы перегрузки и транспортно-технологическое оборудование при операциях с кассетами обеспечивает их целостность.
Головки надставки и тепловыделяющий сборки выполнены с возможностью зацепления перегрузочной штангой. Нижняя решетка пучка твэлов укреплена 4-мя ребрами жесткости.
Конструкция активной зоны разработана на основе опыта проектирования активных зон реакторов 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС, работоспособность которых подтверждена эксплуатацией этих реакторов.
Привод АРК входит в систему управления и защиты реактора и предназначен для перемещения кассет АРК при пуске реактора, регулировании мощности, компенсировании выгорания топлива, аварийной защите и остановке аппарата. Привод электромеханический, реечный. Принцип действия основан на преобразовании вращения ротора электродвигателя в возвратнопоступательное движение рейки. Рейка через штангу привода и промежуточную штангу соединена с кассетой АРК. Конструктивно привод состоит из следующих основных узлов: синхронного, реактивного электродвигателя, индуктивного катушечного датчика положения, редуктора, рейки, узла отключения рейки от редуктора, охладителя, гидравлического тормоза, гидрозащелки, электровыводов, обратных клапанов, воздушника, регулятора скорости и штанги.
Привод обеспечивает:

  1. перемещение кассеты АРК с рабочей скоростью вдоль рабочей зоны аппарата;
  2. опускание кассеты АРК с повышенной скоростью по сигналу АЗ;
  3. подхват кассеты АРК, падающей с повышенной скоростью;
  4. индикацию положения кассеты АРК в рабочей зоне аппарата;
  5. остановку и удержание кассеты АРК в крайних и промежуточных положениях;
  6. удержание кассеты АРК от всплытия в случае разрыва плотного чехла привода;
  7. охлаждения электрооборудования привода;
  8. зацепление и расцепление с кассетой АРК (с помощью специального приспособления).

В рабочих условиях охладитель привода включен в работу, а все электрооборудование находится под напряжением. В зависимости от рода тока, подаваемого на электродвигатель (постоянного или переменного), привод находится соответственно в заторможенном состоянии или перемещается вверх или вниз. Реверс привода осуществляется изменением чередования фаз напряжения, подаваемого на электродвигатель.
Технические характеристики привода


Скорость перемещения рейки (рабочая), см/с

2

Скорость опускания рейки (по сигналу A3), см/с

20-30

Время разгона до скорости 20 см/с, не более с

0,7

Рабочий ход привода, см

250

Данные эл. двигателя:

 

Мном , кгм

1,5

Ммах , кгм

5,0

Точность индикации положения кассеты АРК

 

по высоте (через каждые 25 см), мм

±10

Точность остановки кассеты АРК в конечных положениях, мм

±10

Габариты привода:

 

длина, м

13

мах диаметр, мм

350

вес привода, кг

1100

Опускание кассеты АРК с повышенной скоростью по сигналу АЗ производится путем обесточивания электромагнита, который в работе удерживает в зацеплении редуктор с рейкой. С обесточением электромагнита происходит выход из зацепления шестерни редуктора с рейкой, которая начинает падать под действием собственного веса, а также веса кассеты и штанги. Ограничение скорости опускания осуществляется гидравлическим поршневым тормозом.
В случае необходимости производится остановка опускающейся кассеты АРК путем включения электромагнита, который вводит в зацепление шестерню с рейкой. Работа привода контролируется приборами, по которым определяется:

  1. положение кассеты АРК по высоте относительно рабочей зоны аппарата;
  2. температура привода, расход и температура охлаждающей воды;
  3. величины токов и напряжений электрооборудования.

Применяемые в приводе материалы отвечают требованиям, предъявляемым к материалам работающим в среде первого контура.
Каждый привод проходит заводские сдаточные испытания на натурном стенде с проверкой его основных характеристик.
Реечный привод для реактора В-179 прошел горячие испытания на пятилетний моторесурс (20000 двойных ходов) в натурных условиях и сохранил работоспособность после испытаний.
Кроме того, привод АРК В-179 прошел междуведомственные испытания в объеме 3000 двойных ходов и принят межведомственной комиссией.



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