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

Установка реактора и оборудование шахтного объема ВВЭР-440 (В-230) - 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

Принципиальная схема размещения оборудования и систем безопасности АЭС с РУ В-230 представлена на рис. 6.4.
Реактор устанавливается в бетонной шахте, оборудование которой обеспечивает биологическую защиту от излучений из активной зоны, надежное закрепление реактора и его тепловую изоляцию (см. рис. 6.5).
Бетонная шахта разделена кольцевой консолью, расположенной на уровне фланца корпуса реактора, на две части: верхнюю и нижнюю.
Верхняя часть соединена транспортным коридором с бассейном выдержки топлива.
В верхней части шахты расположены закладные детали для подвода к верхнему блоку электрических кабелей и трубопроводов.
В нижней части бетонной шахты имеются закладные детали под опорную конструкцию реактора и воздуховоды для обеспечения охлаждения оборудования шахтного объема и строительных конструкций.
Между днищем корпуса реактора и его теплоизоляцией организовано пространство, необходимое для доступа персонала при проведении визуального периодического осмотра наружной поверхности корпуса реактора (днища и ограниченно цилиндрической части).
Колпак защитный служит для герметизации на избыточное давление 1 кг/см2 верхней части бетонной шахты от реакторного зала и для биологической защиты от излучений из активной зоны.
Колпак представляет собой двухслойную герметичную оболочку, состоящую из цилиндрической обечайки, оканчивающейся полусферой, уплотнительного фланца и защитного бетона.
Материал колпака — углеродистая сталь и тяжелый бетон. Бак кольцевой служит опорой реактора и биологической защитой.
Бак представляет собой жесткую кольцевую ферму, состоящую из двух цилиндрических обечаек — наружной и внутренней, связанных между собой с помощью 24-х вертикальных ребер.
По торцам обечайки и ребра сварены с плоскими днищами. К наружной обечайке приварено опорное кольцо для установки бака на закладные детали бетонной шахты. К внутренней обечайке в ее верхней части приварены ребра, на которые устанавливается опорное кольцо реактора. Верхняя часть бака имеет кольцевую надстройку. Надстройка продувается воздухом для удаления образующейся в баке гремучей смеси.
Материал кольцевого бака—углеродистая сталь, материал надстройки — нержавеющая сталь.
Теплоизоляция реактора выполнена в виде матов из стекловолокна, заключенных в пакеты из стеклоткани. Толщина пакетов 50 мм. Пакеты укладываются плотными слоями на металлоконструкцию теплоизоляции и крепятся к ней с помощью металлических сеток. Теплоизоляция зоны патрубков имеет люк для обеспечения доступа для периодического осмотра наружной поверхности корпуса в зоне патрубков.
Биологическая зашита от излучений из активной зоны разделяется на следующие узлы:

  1. зашита от излучений в радиальном направлении;
  2. защита от излучений вверх от активной зоны.

Защита от излучения в радиальном направлении обеспечивается кольцевым баком, заполненным дистиллятом. Толщина слоя воды - 930 мм. Одновременно кольцевой бак является тепловой зашитой бетона.


Рис. 6.4 Принципиальная схема размещения оборудования РУ и систем безопасности АЭС с ВВЭР-440 (В-230) 1 — колпак защитный, 2 — предохранительный клапан,
3 — парогенератор, 4 — спринклерная система, 5 — система аварийного ввода бора. 6 — бак запаса раствора бора, 7 — дизель- генератор, 8 — главная запорная задвижка, 9 — главный циркуляционный насос, 10 — реактор, 11 — компенсатор давления, 12 — барботер


Рис. 6.5 Установка реактора В-230
1 — реактор, 2 — теплоизоляция, 3 — кольцевой бак зашиты, 4 — механизм подвесок ИК, 5 — блок датчиков системы «Волна», 6 — охладители колпака

Защита от излучений вверх от активной зоны устанавливается для исключения активации оборудования и строительных конструкций и выполнена в виде металлических коробов, заполненных смесью чугунной дроби, серпентинитового песка и карбида бора.
Короба устанавливаются вокруг корпуса реактора и перекрывают щель между корпусом и теплоизоляцией.
Каналы ионизационных камер контроля нейтронной мощности реактора выполнены из нержавеющих труб 114x7 и расположены в кольцевом баке вокруг корпуса реактора. Верхние участки каналов выводятся в кольцевой коридор на уровне пола реакторного зала, где устанавливаются приводы подвесок ионизационных камер. Количество каналов — 23 штуки. Каналы выполнены герметичными и в рабочих условиях заполнены азотом.
Сильфон бетонной консоли служит для уплотнения щели между бетонной консолью и фланцем корпуса реактора и представляет собой компенсатор, выполненный из двух кольцевых пластин, сваренных с полуторовыми оболочками. Один конец компенсатора приварен к фланцу корпуса реактора, а другой к закладному кольцу в бетонной консоли. Материал сильфона - углеродистая сталь.
Блок электроразводок представляет собой площадку, устанавливаемую на штангах верхнего блока реактора, на которой размещены кабели, соединяющие электрооборудование приводов АРК и контрольно-измерительные приборы реактора с кабельным коридором.
С площадки блока электроразводок производится обслуживание верхнего блока реактора.
Охлаждение шахты. Поддержание допустимых температур строительных конструкций бетонной шахты и оборудования шахтного объема производится охлаждением шахты воздухом.
Охлаждающий воздух поступает из приточного воздуховода в нижнюю полость шахтного объема, проходит через кольцевую щель между кольцевым баком и бетонной шахтой, поступает в полость шахтного объема зоны патрубков корпуса и отводится в вытяжной воздуховод через проходы для труб главных циркуляционных трубопроводов
Расход воздуха 50х103 м3/ч.
Для поддержания под колпаком температуры не выше 70°С (в районе установки штепсельных разъемов) на внутренней поверхности колпака установлены поточные змеевики охладители (24 шт., общая площадь охлаждения 120м2).



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