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

Система перегрузки активной зоны В-179, обоснование проекта - 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

Система перегрузки активной зоны

В связи о выгоранием ядерного топлива через определенное время (~10 месяцев) около 30% кассет активной зоны необходимо извлекать из реактора и заменять их свежими.
На реакторной установке В-179 принята система «мокрой» перегрузки реактора.
Операции выполняются в два этапа.
Во время I этапа производится выгрузка отработавших кассет из активной зоны в чехлы и установка на их место свежих кассет. Эта операция производится под слоем воды перегрузочной машиной, аналогичной перегрузочному мосту I блока НВАЭС, с реконструированной телескопической жесткой штангой.
Все технологические операции в реакторе (зачистка посадочных мест под кассеты, замена дроссельных устройств и т.п.) производится также с помощью телескопической штанги перегрузочной машины.

Бассейн перегрузки организован в бетонной шахте реактора над бетонной консолью. Таким образом, чехлы для кассет располагаются в непосредственной близости от реактора, что сокращает время, необходимое на перегрузку активной зоны.
В бассейне перегрузки размешаются 10 чехлов для кассет, что является достаточным при плановой перегрузке реактора.
Предварительно до залива бассейна перегрузки после снятия с реактора верхнего блока и извлечения блока защитных труб, на бетонной консоли реактора, имеющей специальные закладные части, устанавливаются гнезда под чехлы и чехлы со свежими кассетами.
II этап перегрузки заключается в транспортировке чехлов с отработавшими кассетами из бассейна перегрузки в бассейн выдержки.
Транспортировка чехлов с отработавшими кассетами в бассейн выдержки производится в защитном контейнере с помощью мостового крана 250/30 т.
Для загрузки чехлов с кассетами в защитный контейнер, последний устанавливается на специальную опору, которая после окончания перегрузки кассет устанавливается на фланец корпуса реактора.
Охлаждение отработавших кассет во время транспортировки чехлов в бассейн выдержки обеспечивается водой, имеющейся в защитном контейнере.
На случай аварийного зависания контейнера с чехлом во время транспортировки предусмотрена возможность подсоединения к контейнеру подвода и отвода охлаждающей воды.

6.1.7 Расчетное обоснование проекта

В обоснование технического проекта реакторной установки В- 179 выполнен ряд расчетов, в которых рассмотрены и проанализированы следующие вопросы:
сравнение атомной электростанции с реакторной установкой ВВЭР-440 с современными зарубежными атомными электростанциями;

  1. оценки по оптимизации основных параметров атомной электростанции с реакторной установкой ВВЭР-440;
  2. теплогидравлические характеристики активной зоны и I контура в номинальном режиме и при отключении двух петель из шести работающих;
  3. работа установки в режиме полного сброса внешней нагрузки станции и перехода на естественную циркуляцию; допустимое время перерыва электропитания всех шести насосов I контура;
  4. определение предельно допустимых мощностей, снимаемых от реактора естественной циркуляцией;
  5. процесс падения и демпфирования кассет АРК при различных режимах работы установки;
  6. расчет охлаждения приводов СУЗ в стационарных и нестационарных режимах;
  7. охлаждение шахтного и подколпачного пространства;
  8. изменение параметров I контура при нарушении его плотности;
  9. выбор параметров компенсатора объема, биологической защиты реактора;
  10. тепловыделения и перепада температур в корпусе аппарата;
  11. прочность отдельных узлов реактора в стационарном режиме.

Ниже представлена информация по результатам отдельных определяющих расчетов.
Теплогидравлический расчет I контура и реактора.
Получены теплогидравлические характеристики реактора и 1 контура при номинальном режиме и определены запасы максимальной тепловой нагрузки до критической по мощности и расходу, которые составили:
по мощности = 1,96, по расходу для максимально нагруженной кассеты Κ =3,26, по общему расходу = 1,53 — без дополнительного шайбования активной зоны 1,945, 3,15,            1,71 — с учетом шайбования.
В режиме отключения двух петель из шести работающих при сохранении 100% мощности реактора определена эффективность дополнительного шайбования активной зоны с точки зрения повышения надежности ее охлаждения, которая показала, что при дополнительном шайбовании активной зоны, например, на Δρω=1 кг/см2, коэффициенты запаса увеличиваются с 1 до 1,2 по кризису II рода и с 1,15 до -1,4 по кризису I рода. Показано, что шайбование на величину больше чем I кг/см2 становится менее эффективным. Повышение давления в I контуре выше номинального в режиме отключения двух петель с точки зрения повышения запаса до кризиса, малоэффективно: при повышении давления до 170 кг/см2 запасы до кризиса не превышают 1,5 даже при шайбовании зоны на = 1 кг/см2.
Не всплываемость кассет АРК обеспечивается во всех режимах работы реактора: при работе шести насосов на холодной воде запас от всплытия составляет 31 кг, на горячей воде — 123 кг.

Характеристики реакторной установки В-179 в номинальном режиме

продолжение таблицы

Расчет нестационарного режима работы установки при полном сбросе внешней нагрузки станции. При использовании парового и электромеханического выбегов турбогенераторов совместно с ГЦН или только электромеханического реактор расхолаживается со 100% мощности и переходит на естественную циркуляцию по I контуру без повышения температуры теплоносителя выше температуры насыщения при Р =125 кг/см2.
В расчете проведено исследование режимов перехода реактора ВВЭР-400 на расхолаживание естественной циркуляцией теплоносителя по I контуру при обесточивании всех шести работающих ГЦН для случая, когда используется только механический выбег насосов. Такой случай может иметь место перед началом запуска турбогенераторов, при работе реактора на уровне мощности, достаточном для питания собственных нужд станции. Результаты расчета показывают, что надежное охлаждение активной зоны (температура воды на выходе из наиболее напряженных кассет равна температуре насыщения) обеспечивается при срабатывании аварийной зашиты на следующих уровнях мощности реактора (от номинальной):

  1. 40% при отключении 6 петель из 6 работающих;
  2. 30% при отключении 4 петель из 4 работающих;
  3. 20% при отключении 2 петель из 2 работающих.

Допустимое время перерыва электропитания ГЦН, исходя из условия срабатывания аварийной защиты при работе реактора на 100% мощности и свободного выбега всех шести ГЦН, составляет ~ 0,66 с.

Расчет предельно-допустимых мощностей, отводимых от реактора естественной циркуляцией воды по 1 контуру, показал, что при сохранении в реакторе и парогенераторе номинальных давлений (Р1к =125 кг/см2, Р2к=47 кг/см2) предельная мощность составляет -10% от номинальной. Максимальная температура теплоносителя при этом достигает температуры насыщения при Р1к =125 кг/см2.
При давлении воды в I контуре, равном I кг/см2, и прокачке по второму контуру охлаждающей воды о температурой 50°С (режим перегрузки) мощность естественной циркуляции равна -1 % от номинальной, а температура воды на выходе из максимально-напряженной кассеты равна - 80°С.
Расчет охлаждения шахтного объема и кольцевого бака биологической защиты реактора. Показано, что надежное охлаждение может быть осуществлено воздухом с расходом 50 103 м3/час. При начальной температуре воздуха равной 35°С, его подогрев составляет - 7°С. В нижнем участке шахтного объема он нагревается на ГС, при прохождении кольцевого бака — на ~ 4°С и в верхнем объеме — на - 2°С. Температура воды в кольцевом баке биологической зашиты не превышает - 60°С, а температура бетона на уровне верхнего участка шахтного объема не превышает - 58-60°С, а на уровне кольцевого бака ~ 80°С.

Расчеты по изменению параметров I контуре установки при нарушении его плотности показали, что при возникновении течи в неотключаемом участке 1 контура и истечении теплоносителя в шахтный объем или бокс петель (без учета остаточного тепловыделения в активной зоне реактора и эффекта конденсации пара на «холодных» поверхностях) равновесные давления в конце процесса истечения равны:
в шахте - 54 ата, в боксе - 10 ата.
Указанные равновесные давления установятся:

  1. в шахтном объеме — за -18 сек. при неплотности эквивалентной Ду 500 и за -600 сек. при неплотности эквивалентной Ду 70. В обоих случаях из I контура вытечет -130 тонн теплоносителя;
  2. в боксе — за - 40 сек. при неплотности эквивалентной Ду 500 и за - 2000 сек. при неплотности эквивалентной Ду 70. В обоих случаях из I контура вытечет -100 тонн теплоносителя (при неплотности в горячей нитке) и - 140 тонн (при неплотности в холодной нитке).

Общий вес теплоносителя в 1 контуре равен - 150 тонн.
Наиболее опасным случаем является разрушение соединительного трубопровода Ду 200 от компенсатора объема к главному циркуляционному трубопроводу Ду 500. При этом происходит интенсивный выброс теплоносителя из 1 контура, осушение и, как следствие, повреждение активной зоны за время 3 минуты, которое практически исключает возможность применения каких-либо предохранительных мер. Величина утечки теплоносителя при этом равна 7000-500 м3/час, что значительно больше величины подпитки с расходом 500-100 м3/час.
При разрыве парового коллектора Ду 70 компенсатора объема давление в I контуре снижается со 125 до 15 ата за ~ 30 минут, а из контура вытекает ~ 50 т. воды. Через ~ 1,5 часа в реакторе останется ~ 33 т. воды и активная зона будет полностью осушена. Полностью компенсировать утечку теплоносителя в процессе истечения не удается ввиду большой величины утечки (300-400 м’/час). Однако, если подавать в I контур подпиточную воду, то осушение активной зоны можно предотвратить, т. к. при снижении давления в I контуре утечка уменьшается и при давлении 15-20 ата не превышает ~ 30 т/час.
При разрыве чехла привода «АРК» выше уровня дроссельного уплотнения штанги возникает течь с расходом, который может скомпенсироваться подпиткой 1 контура.
При возникновении неплотности Ду 70 по воде осушение активной зоны можно предотвратить, если подавать подпиточную воду с расходом ~ 100 т/час. При наличии на установке ВВЭР-440 системы подпитки с расходом — 86 т/час возможно стабилизировать давление в 1 контуре на уровне 15-20 ата без осушения активной зовы.



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