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

Результаты монтажа, пусконаладки и начальной эксплуатации (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

Реакторная установка В-230 впервые была реализована на 1 блоке Кольской АЭС, пущенном в 1973 году, является головной из серии 12 комплектов В-230. Для первого образца реакторной установки В-230, пусконаладка осуществлялась по расширенной программе. К началу проведения работ на 1 блоке Кольской АЭС был отработан порядок проведения пуско-наладочных работ на основе опыта пуска 4-х блоков НВАЭС, АЭС в Райнсберге. Номенклатура и объем пуско-наладочных работ определялся «Перечнем типовой пуско-наладочной техдокументации по реактору и парогенератору». Дополнительно были проведены следующие работы:

  1. гидравлические испытания по определению перепадов давления теплоносителя на элементах внутрикорпусных устройств;
  2. гидравлические и вибрационные измерения внутрикорпусных устройств;
  3. исследования температурного поля элементов чехла, патрубка и привода АРК.

Особенностью работ, проводимых на этапе пусконаладки, является проведение входного контроля качества оборудования, поступающего на площадку АЭС, перед его монтажом и в процессе монтажа. Такая операция проводилась и на предыдущих блоках, но теперь ей придавалось значительно большее значение с точки зрения как объема и номенклатуры контроля, так и средств проведения контроля (цветная дефектоскопия, металлографические исследования, магнитно-порошковая дефектоскопия и т.п.). В остальном порядок и этапность работ повторяли то, что выполнялось при проведении пусконаладки 3 и 4 блоков НВАЭС.
Опыт проведения входного контроля головного образца реакторной установки В-230 использовался на всех последующих установках ВВЭР.
Гидравлические испытания и циркуляционная промывка оборудования и трубопроводов первого контура начаты 24. 02. 73 г. и закончены 18.03.73 г. Последовательность работ:

  1. подготовка оборудования;
  2. заполнение водой;
  3. гидравлические испытания на 35 кг/см2;
  4. гидравлические испытания на 175 кг/см2;
  5. циркуляционная промывка.

Перед гидроиспытанием и циркуляторной промывкой реактор был без внутрикорпусных устройств для обеспечения циркуляции в корпус реактора было установлено устройство для разделения входного и выходного потока теплоносителя в виде перегородки вместо верхнего блока установлена технологическая крышка герметизация главного разъема осуществлялась двумя медными прутковыми прокладками диаметром 6 мм, устанавливаемыми на контактной поверхности фланцев корпуса и крышки. Парогенераторы, ГЦН, компенсатор объема, главные запорные задвижки, главные циркуляционные трубопроводы полностью смонтированы. Заполнение первого контура проводилось химобессоленной водой с введением аммиака (200 мг/кг) и гидразин-гидрата (60 мг/кг).
Заполнение велось до появления устойчивой струи воды из воздушников оборудования (реактора, компенсатора объема, фильтров спецводоочистки 1-й установки и т. п.). После появления воды в барботере компенсатора объема вся арматура первого контура была закрыта. Гидравлические испытания проводились ступенчато, с осмотром оборудования и трубопроводов. Разогрев первого контура до температуры металла корпуса реактора не менее 90°С осуществлялся посредством поочередной работы четырех ГЦН и дополнительно с помощью пара энерговагонов. При разогреве соблюдались следующие требования:

  1. давление в первом контуре поддерживалось не более 20 кг/см2;
  2. перепад температур между компенсатором объема и первым контуром поддерживался не более 50°С.

При достижении температуры металла корпуса реактора 100°С давление в первом контуре было увеличено до 175 кг/см2 и поддерживалось в течение 5 мин, затем снижено до 140 кг/см2 и вторично поднято до 175 кг/см2 с выдержкой в течение 30 мин, затем сброшено до 140 кг/см2, был произведен осмотр оборудования и трубопроводов инспектором Госгортехнадзора.
После окончания гидроиспытаний был продолжен разогрев первого контура со скоростью около 10°С/ч до 215°С, после чего рост температуры прекратился. Циркуляционная промывка продолжалась в стационарном температурном режиме в течение 8 дней. Окончание циркпромывки определилось качеством воды в соответствии с установленными нормами.
Горячая» обкатка оборудования первого контура. Возможность начала «горячей» обкатки подтверждалась актами готовности реактора, парогенераторов и остального оборудования первого контура, а также готовности основных и вспомогательных технологических систем. Были смонтированы системы тензометрирования внутрикорпусных устройств и замера перепадов давления на ВКУ (вывод трубок этих систем осуществлялся через 5 чехлов АРК, в которые приводы АРК не устанавливались), система замера фактических значений температур и термопульсаций в несущих элементах чехла и патрубка АРК, корпуса привода АРК ниже уплотнительных колец.
После уплотнения всех разъемных соединений оборудования было произведено гидравлическое испытание первого контура давлением 125 кг/см2.
После разогрева первого контура до температуры корпуса реактора более 90°С производилась гидравлика на 125 кг/см2, после чего работой ГЦН температура была доведена до 270°С при давлении 125 кг/см2 и на этом режиме производилась «горячая» обкатка. В процессе выхода реакторной установки на нормальный режим обкатки и во время обкатки была проверена работа основного оборудования первого контура и вспомогательных систем на эксплуатационных режимах в соответствии с рабочей программой.
Основное оборудование первого контура в процессе проведения «горячей» обкатки на всех режимах, предусмотренных программой, показало высокую степень готовности к работе, не имело отказов и поломок.
Измерения динамических характеристик реактора. Наибольшие амплитуды имеют пульсации давления при работе всех 6 ГЦН. Самые большие амплитуды пульсации наблюдались наднище шахты (частота 1 Гц, амплитуды от ±0, 073 до ±0,2кг/см2). Имеются и высокочастотные пульсации: при частотах 5+10 Гц — от ±0,068 до +0,035 кг/см2, при 100-250 Гц - от ±0,015 до ±0,007 кг/см2. Пульсации уменьшаются по мере удаления от плиты днища.
Измерения динамических напряжений внутрикорпусных устройств проводились с помощью тензодатчиков, установленных на шахте, экране и днище шахты, и датчиков ускорений, установленных на шахте и днище шахты. Максимальные напряжения от вибрации получены при работе 6 ГЦН на шахте реактора (10,5 кг/см2 с частотой 10 Гц, как и на реакторах 3 и 4 блока НВАЭС). Изменение напряжений во времени носит случайный характер с многочастотными составляющими. На низкочастотные колебания шахты, днища и экрана накладывались высокочастотные составляющие с частотами 100-500 Гц и амплитудами напряжений 0,5-3 кг/см2.
Датчики ускорений отметили небольшой уровень динамических перегрузок (0,7g с частотой 250 Гц).
Измерения температурного поля элементов чехла, патрубка и привода АРК. Термопары были установлены на одном периферийном канале 12-25. Термопары устанавливались на чехле и патрубке АРК, на приводе АРК, а также на внутренней поверхности крышки реактора. Замеры проводились при разогреве первого контура (t= 100-170°С, Р = 30-^-112 кг/см2) и при номинальном режиме (t = 245-265°С, Р = 100-120 кг/см2), при расхолаживании (t =260-460°С, Р = 100-8 кг/см2), при прекращении подачи охлаждающей воды на исследуемый привод и на все привода. Измерения проводились при различном числе работающих ГЦН, различном расходе охлаждающей воды (0,3-0,8 т/ч), при стационарных положениях привода (верхнем, нижнем), а также при режиме подъема и опускания привода на полную высоту.
Полученные величины термопульсаций ниже, чем на реакторе 3 блока НВАЭС, и являются приемлемыми с точки зрения прочности элементов привода.
Измерения перепадов давления на элементах внутрикорпусных устройств реактора и по тракту теплоносителя. Для снятия гидравлических характеристик была специально разработана и смонтирована временная система измерения перепадов давления на элементах ВКУ реактора и по тракту циркуляции теплоносителя в опускной щели между шахтой и корпусом реактора.
Результаты измерения перепадов давления на элементах внутрикорпусных устройств и по тракту циркуляции теплоносителя, полученные в период «горячей» обкатки, показали:

  1. гидравлические характеристики 1 блока КАЭС согласуются с расчетными данными, определенными на основании опыта работы 3 и 4 блоков НВАЭС, и соответствуют техническим условиям на поставку реактора;
  2. гидравлические характеристики реактора при принятой величине шайбования активной зоны (диаметр шайбы на входе в рабочую кассету 48, 5 мм) обеспечивают надежную эксплуатацию реактора на мощности;
  3. перепад давления на кассете АРК не превышает допустимого и обеспечивает необходимый запас до всплытия топливной части кассеты АРК.

Подготовка оборудования к физическому и энергетическому пускам. После «горячей» обкатки оборудование первого контура подвергалось ревизии, в частности, реактор подвергался полной разборке с извлечением внутрикорпусных устройств. Существенных замечаний по осмотренным узлам реактора, кроме кассет, не было, видимых дефектов не обнаружено, за исключением незначительных задиров и забоин на сопрягаемых поверхностях.
После установки корзины с кассетами на специальные тумбы в центральном зале были осмотрены нижние решетки рабочих кассет и обнаружено, что решетки забиты угольной крошкой, стружкой, посторонними металлическими предметами. Внешний осмотр кассет производился во время выгрузки их из корзины. При осмотре следов коррозии сварных швов чехловых труб не обнаружено, поверхность труб покрыта налетом серого цвета, имеются мелкие царапины и надиры на наружной поверхности многих кассет, а семь кассет имеют надиры глубиной 0,5-0, 7 мм и длиной до 300 мм. Все семь кассет являлись соседними с кассетами АРК. Надиры находились на гранях, которые образуют шестигранный канал для кассеты АРК. Кроме продольных надиров на этих кассетах обнаружены поперечные насечки глубиной 0,5 мм и длиной 30-40 мм.
При осмотре кассет АРК на одной из них обнаружены надиры на боковой грани тепловыделяющей сборки глубиной 0,5 — 0,7 мм. На внутренней поверхности демпферных стаканов были обнаружены надиры у семи кассет АРК, а у одной кассеты в месте приварки одного ребра к стакану обнаружена трещина глубиной 0,3 мм.
Необходимо отметить, что выявленные дефекты на кассетах 1 блока Кольской АЭС после «горячей» обкатки в то время не вызвали ни у кого каких-либо опасений или подозрений, т.к. аналогичные дефекты были практически на всех предыдущих реакторах. Однако, как показал опыт эксплуатации до середины 1975 года реакторов В-230 как на Кольской АЭС, так и на АЭС «Норд» и «Козлодуй», обнаруженные дефекты на кассетах после «горячей» обкатки 1 блока КАЭС уже указывали на наличие определенных несовершенств кассет АРК и канала АРК в целом.
После ревизии все штатные кассеты, участвующие в «горячей» обкатке, были промыты. Из семи кассет, у которых на боковых гранях чехловых труб были обнаружены глубокие надиры, четыре были заменены, а три после шабровки надиров были загружены в реактор. Для подтверждения качества очистки и промывки кассет и для подтверждения целостности твэл одна кассета, имеющая продольные и поперечные риски на чехле, была разобрана. После осмотра разобранной кассеты было сделано заключение, что дефектов нет и что промывка кассет была эффективной.
Готовность оборудования первого контура и всех систем, обеспечивающих физический, а затем и энергетический пуски реакторной установки В-230 рассматривалась Государственной приемочной комиссией, которая дала разрешение на проведение физического пуска реактора. Реактор В-230 1 блока КАЭС достиг минимально контролируемого уровня мощности 28 июня 1973 года.
Измерения на реакторной установке В-230 в период освоения мощности 1 блока КАЭС. Завершающим этапом комплекса пуско-наладочных работ на реакторной установке В-230 являлись измерения при работе реактора на мощности, позволившие убедиться, что теплогидравлические характеристики, заложенные в проекте реакторной установки, реализуются на практике во время эксплуатации блока.
Измерения теплогидравлических характеристик реактора В-230 и реакторной установки в целом производились в период освоения мощности 1 блока КАЭС, с момента физического пуска и до выхода на 100% тепловой мощности реактора, путем снятия теплового баланса блока по первому и второму контурам.
Полученные результаты измерений и выполненный анализ работы реактора 1 блока КАЭС при выходе его на проектную мощность позволили сделать следующие выводы:

  1. реактор В-230 обеспечивает номинальную проектную тепловую мощность 1375 МВт;
  2. максимальный коэффициент неравномерности энерговыделений по радиусу активной зоны, определенный по подогреву теплоносителя в рабочих кассетах, составляет 1,28 при работе на номинальной мощности (расчетная величина = 1,35);
  3. температура теплоносителя на выходе из максимально напряженных кассет не превышает 303°С;
  4. исходя из действительных температур теплоносителя на выходе из максимально напряженных кассет, можно допустить повышение среднего подогрева теплоносителя в активной зоне до 29°С (по проекту 27°С).

Работы по созданию серии АЭС с РУ В-230

В течение 1976-1982 гг. было введено в эксплуатацию 6 блоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-440: 3 и 4 блоки «Норд», 3 и 4 блоки «Козлодуй», 1 и 2 блоки «Богунице В-1».
ОКБ «Гидропресс» выполнялись работы по авторскому надзору при проведении монтажных и пуско-наладочных работ на реакторе и парогенераторах, по решению технических вопросов при эксплуатации всех блоков АЭС с В-230.

Работы по закреплению оборудования от сейсмических воздействий.

В связи с изменением характеристик сейсмичности строительной площадки АЭС с РУ В-230 ОКБ «Гидропресс» в 1979 году разработаны технический проект и рабочие чертежи дополнительного закрепления реактора и парогенератора.
Проект разработан с учетом возможности его применения как на вновь строящихся блоках (3 и 4 блоки АЭС «Козлодуй»), так и на действующих блоках (1 и 2 блоки). В соответствии с проектом на реакторе и парогенераторах 3 и 4 блоках силами Заказчика под техническим руководством представителя Главного конструктора выполнены следующие мероприятия:

  1. произведено дополнительное раскрепление фланца корпуса реактора;
  2. усилено крепление кольцевого бака к опорному кольцу, увеличена жесткость кольцевого бака;
  3. на верхний блок установлена площадка с домкратами;
  4. парогенераторы дополнительно раскреплены с помощью гидроамортизаторов. Изготовление всех элементов дополнительного закрепления реактора и парогенератора выполнено Заказчиком.


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