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

Расчетное обоснование проекта 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

Расчеты выполнялись для обоснования тепловой мощности реактора, равной Νт = 1375 МВт, а также в обоснование возможности выработки тепловой мощности Νт= 1440 МВт.
В расчетном обосновании работы реактора в номинальном стационарном режиме рассмотрены:

  1. теплогидравлические характеристики активной зоны и первого контура в номинальном режиме при тепловой мощности до Мт = 1440 МВт;
  2. определение предельно допустимых мощностей, отводимых от реактора естественной циркуляцией;
  3. расчет температурных режимов твэл;
  4. процесс падения и демпфирования кассет АРК;
  5. расчет охлаждения приводов СУЗ;
  6. охлаждение шахтного объема, кольцевого бака и подколпачного пространства.

Критериями обоснования заданной тепловой мощности при принятых параметрах, характеристиках и компоновке оборудования первого контура являются коэффициенты запаса по мощности и по расходу.
В теплогидравлическом расчете получены основные теплогидравлические характеристики реактора и парогенератора в номинальном режиме, определены коэффициенты запаса максимальной тепловой нагрузки до критической по мощности и по расходу, которые составили: ΚΝ =1,47 и KG=1,97.
В расчете учитывалось дополнительное шайбование кассет активной зоны ξш = 18,5.
В расчете предельных мощностей, отводимых от реактора естественной циркуляцией воды по первому контуру, показано, что при сохранении в реакторе и парогенераторе номинальных давлений (Р1=125 ата. Р2=47 ата) предельная мощность составляет 10% от номинальной (температура на выходе из активной зоны нс превышает 310°С).
При давлении воды в первом контуре и парогенераторах Р1=Р2=1 ата и прокачке по второму контуру охлаждающей воды с температурой 50°С мощность естественной циркуляции равна 1% от номинальной, а температура воды на выходе из активной зоны не превышает 80°С.
Расчет температурных режимов твэл показал, что максимальная температура центра твэл в номинальном режиме не превышает 2010°С.
Температура наружной поверхности оболочки твэл не превышает 336°С.
Конструкции кассет АРК, приводов к ним и каналов, в которых перемещаются механизмы управления, идентичны для реакторов В-179 и В-230, поэтому для реактора В-230 применены расчеты, выполненные для реактора В-179.
В расчетах охлаждения кольцевого бака и бетонной консоли определены температурные условия работы шахтного объема.
В нижней части шахты (до водяного бака) температура наружной поверхности изоляции корпуса равна 65°С, температура поверхности бетона составляет 50°С, температура охлаждающего воздуха на выходе из участка равна 36°С при расходе 50000 м3/ч.
В кольцевом баке средняя температура воды не превышает 60°С, температура охлаждающего воздуха на выходе из зоны кольцевого бака составляет 40°С, а температура бетона не превышает температуру воды в кольцевом баке.
Температура бетонной консоли выше 100°С, а на границе с теплоизоляцией превышает 200°С, поэтому консоль должна быть выполнена из термостойкого бетона.
Наряду с обеспечением надежности охлаждения активной зоны в стационарных режимах в проекте реакторной установки предусматриваются мероприятия, устраняющие опасные выбросы давления в первом и втором контурах в аварийных и переходных режимах и обеспечивающие надежное охлаждение активной зоны. Рассматривались группы аварийных ситуаций, связанные с изменением нагрузки турбогенераторов, потерей расхода теплоносителя и увеличением реактивности, с разрывом парового коллектора второго контура.
Проведены расчеты биологической защиты и радиационной обстановки в приреакторных помещениях при работе реактора на мощности, позволившие выбрать необходимые толщины защитных слоев в следующих районах.
Биологическая защита в верхнем полупространстве. Наличие над активной зоной слоя воды толщиной 600 см при плотности воды γн.о = 0,72 г/см и стальной крышки реактора толщиной δ=255 мм ослабляет нейтронное и гамма-излучение из активной зоны до незначительных величин, в связи с чем дополнительной защиты в верхнем осевом направлении от этого источника излучения не требуется.
Источником гамма-излучения над крышкой реактора являются чехлы СУЗ при наличии в них активной воды первого контура (осколочная активность).
Величины осколочной активности по опыту эксплуатации 1 блока Нововоронежской АЭС находится в пределах 103 Кю/л.
При величине активности в первом контуре 10-2-10-1 Кю/л возможен доступ в район верхнего блока в случае необходимости, однако он должен быть кратковременным.
Для обеспечения нормальной радиационной обстановки в верхнем пространстве от потоков излучения, источниками которых являются внутрикорпусные устройства, корпус и прилегающие к нему другие конструктивные элементы с «жестким» гамма-излучением, в районе верхнего фланца корпуса предусматривается бетонная консоль толщиной 750 мм.
Кроме того, в районе патрубков нижнего яруса главных трубопроводов и в технологическом зазоре между корпусом реактора и бетонной консолью применяется засыпка из чугунной дроби (80% по весу), серпентинитовой породы (19% по весу) и карбида бора (1 % по весу), что препятствует «прострелам» нейтронов и гамма-излучения вдоль стенки корпуса реактора (плотность засыпки 4 т/м3).
Биологическая зашита в боковом направлении. Потоки радиации, выходящие из активной зоны в боковом направлении, в пределах реактора ослабляются слоем железа суммарной толщиной 100 мм (включает корзину, шахту и тепловой экран), слоем воды толщиной 240 мм и стенкой корпуса толщиной 140 мм. Железоводная защита в пределах реактора обеспечивает снижение потоков быстрых нейтронов до уровней, допускаемых радиационной стойкостью корпуса с учетом заданного срока эксплуатации 30 лет. Кроме того, эта защита, снижая потоки излучений из активной зоны, предотвращает чрезмерный радиационный перегрев стенки корпуса.
Для дальнейшего ослабления до допустимых значений потоков нейтронов и гамма-излучения, выходящих за пределы корпуса реактора, имеется боковая зашита в виде кольцевого бака, заполненного водой. Наличие волы позволяет сформировать поле тепловых нейтронов внутри кольцевого бака, обеспечивая работоспособность ионизационных камер.
Радиационная обстановка в приреакторных помещениях после останова реактора. При расчете радиационной обстановки в приреакторных помещениях предполагается, что «грязная» вода первого контура заменена на чистую, в прилегающих помещениях полностью отсутствуют следы протечек активного теплоносителя. При этих предпосылках возможен доступ обслуживающего персонала в отдельные места приреакгорных помещений.
Уровни излучений в местах осмотра внутренней поверхности корпуса. В качестве источников гамма-излучения рассматриваются активированные потоком тепловых нейтронов элементы, входящие в состав стали корпуса.
Высотное распределение источников гамма-излучения принято близким к косинусоидальному в пределах высоты расположения активной зоны.
Максимальная мощность дозы ~(110 Р/ч) наблюдается на уровне расположения центра активной зоны, после чего кривая в осевом направлении симметрично спадает в обе стороны.
Спад мощности дозы во времени (для τ > 3 суток) незначителен, поскольку уровень изменений определяется долгоживущими изотопами (в основном Со60 с периодом полураспада 5,2 года).
С помощью специального контейнера, имеющего толщину стенки из стали 160-200 мм, может быть обеспечен доступ обслуживающего персонала для осмотра внутренней поверхности корпуса.
Потоки и спектры нейтронов, падающие на корпус и кольцевой бак. Результаты расчета потоков и спектров быстрых нейтронов, падающих на корзину, шахту, экран, корпус реактора, кольцевой бак, необходимы для оценки радиационной стойкости применяемых материалов, работающих в заданных условиях облучения.
Расчет пространственно-энергетического распределения нейтронов в железо-водной внутриреакторной защите, корпусе и бетоне подтвержден экспериментами на реакторе ВК-50 (г. Мелекесс) и 2-ом блоке Нововоронежской АЭС. Сравнение результатов экспериментов на реакторе ВК-50 и расчетных данных показывает, что применяемая методика расчета дает удовлетворительную согласованность расчетов с экспериментом.
За срок службы 30 лет при работе АЭС 7000 ч/год интегральные потоки равны:
Φτ = 2,6.1020 н/см2 при Еп > 0,5 МэВ, Φτ = 1,9.102() н/см2 при Εη > 1 МэВ. Для сварного шва корпуса, находящегося на 200 мм выше нижнего торца активной зоны, величина потоков быстрых нейтронов принимается в Κz = 1,4 раза меньше, чем потоки для основного металла корпуса против центра активной зоны.
Расчетами определены величины радиационных тепловыделений в корпусе, внутрикорпусных устройствах (корзине, шахте, тепловом экране), серпентинитовом и строительном бетоне, а также тепловыделения в подвесках ионизационных камер.
Проведены расчеты прочности элементов реактора В-230.
Из-за отсутствия «Норм» прочности применительно к реакторам АЭС расчеты на прочность проведены по «Нормам расчета элементов паровых котлов на прочность» Госгортехнадзора. Указания «Норм» Госгортехнадзора выполняются для всех тех элементов реактора, на которые эти нормы могут быть распространены. Но, учитывая, что «Нормы» Госгортехнадзора не обеспечивают полностью требований к оборудованию реакторной установки, проведены также расчеты по уточненным методам прикладной теории упругости и строительной механики с целью определения: местных напряжений, концентрации напряжений, температурных напряжений и т. д.
Эти методы основываются на рассмотрении совместности деформации стыкующихся между собой оболочек, в определении краевых усилий, моментов, напряжений и деформаций в сопрягаемых элементах. Но в отдельных случаях этих методов также оказывается недостаточно, так как они рассматривают, как правило, детали простой формы с осевой симметрией, в то время как практически приходится сталкиваться со значительно более сложными формами. В этих случаях напряженное состояние элементов конструкции уточняется с применением современных экспериментальных методов исследования напряжений и перемещений.
Наиболее полно экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности проведены применительно к корпусам водо-водяных реакторов: В-1, В-2, В-3М, конструкции которых и условия нагружения аналогичны рассматриваемому реактору, вследствие чего результаты этих экспериментов используются и в данном случае.
Результаты расчетов прочности реактора В-230:

  1. В элементах корпуса, рассчитанных по «Нормам» Госгортехнадзора, получены напряжения, нс превышающие допускаемых этими нормами.
  2. При уточненных расчетах реактора в номинальном режиме с учетом конструктивных особенностей элементов и характера напряженного состояния, также обеспечены принятые запасы прочности. В узлах приварки патрубков ТК и чехлов АРК к крышке уровень действующих напряжений превышает предел текучести. Проверка циклической прочности показала, что допускаемое число циклов составляет Nдоп = 350 (с десятикратным запасом) при ожидаемом числе циклов: N=300-400.
  3. В результате проведенных уточненных расчетов реактора в режимах разогрева и расхолаживания первого контура с различными скоростями были приняты следующие скорости:
  4. разогрев — 20°С/ч;
  5. расхолаживание — 30°С/ч.

При принятых скоростях напряжения во всех несущих элементах реактора не превышают допустимых.
Для наплавки фланца корпуса допускается превышение напряжениями предела текучести и расчет ведется на усталость.
Амплитуда деформаций не превышает допускаемую для ожидаемого числа циклов N = 375.

  1. Выполненные экспериментальные исследования на моделях подтвердили применимость принятых расчетных методов определения напряжений и перемещений.
  2. Результаты проведенных исследований радиационной стойкости металла корпуса реактора и оценки его срока службы показали, что значение критической температуры хрупкости при сроке службы 30 лет будет составлять = 90°С.


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