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

Реакторная установка ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза - 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 ВВЭР-440 (В-213) для АЭС «Ловииза» в Финляндии и серии АЭС внутри страны и за рубежом
В 1970 году ОКБ «Гидропресс» разработан технический проект реакторной установки ВВЭР-440 (В-213) для АЭС «Ловииза» в Финляндии. На базе этого проекта в 1974г. были разработаны и утверждены проекты АЭС и реакторной установки В-213 для серии АЭС с ВВЭР-440, строящихся в нашей стране и за рубежом. По проекту АЭС с реакторной установкой В-213 были сооружены 3 и 4 блоки Кольской АЭС, 1 и 2 блоки Ровенской АЭС, четыре блока АЭС «Пакш» в Венгрии, четыре блока АЭС «Дукованы» в Чехии и два блока АЭС «Богунице» В-2» в Словакии, I и 2 блоки АЭС «Моховце» в Словакии.
В этом проекте предусмотрены технические меры, обеспечивающие безопасность АЭС при авариях, связанных с мгновенным разрывом главного циркуляционного трубопровода Ду500. Оборудование и системы первого контура размещаются в герметичных помещениях, рассчитанных на давление 0,15 МПа, снабженных необходимыми спринклерными и аварийными системами охлаждения активной зоны реактора. Только в проекте АЭС «Ловииза» в Финляндии применена защитная оболочка цилиндрической формы с ледовыми конденсаторами.
На рис. 6.8. представлена компоновка реакторного отделения АЭС с ВВЭР-440 (В-213) для серийных АЭС, имеющих оригинальное решение герметичной зоны. Оборудование и системы с высокопотенциальным радиоактивным теплоносителем первого контура размещаются в защитных герметичных боксах, рассчитанных на восприятие нагрузок, возникающих на максимальную проектную аварию (разрыв трубопровода Ду500). Конденсация образующегося при аварии пара в пределах герметичной зоны осуществляется барботажно-вакуумной системой.
Учитывая, что технические решения и характеристики реакторной установки В-213 одинаковы для всех АЭС с В-213, ниже приводится информация только по РУ В-213 для АЭС «Ловииза» в Финляндии.

Основные характеристики реакторной установки ВВЭР-440 (В-213)


Тепловая мощность, номинальная, МВт

1375

Давление в первом контуре, МПа

12,26

Давление в корпусе парогенератора, МПа

4,6

Расход теплоносителя в реакторе, м/ч

41000

Температура на выходе из реактора, °C

300

Количество топливных кассет, шт.

312

Число СУЗ, шт.

37

Загрузка по урану, т

41,5

Обогащение топлива изотопом U-235, %

3,6

Разработка проекта реакторной установки В-213 для АЭС «Ловииза»

Реакторная установка В-213 предназначена для комплектования двух блоков АЭС «Ловииза» в Финляндии. АЭС «Ловииза» — первая атомная станция, сооружаемая по нашему проекту в капиталистической стране, поэтому разработка как реакторной установки, так и АЭС в целом явилась серьезной и сложной задачей для многих ведомств и организаций. По контракту №9300 от 09.06.70 г. между В/О «Технопромэкспорт» (в дальнейшем «Атомэнергоэкспорт» ГКЭС) и финской фирмой «Иматран Войма ΟΥ» наша страна должна поставить, смонтировать и наладить оборудование ядерной паропроизводительной установки и турбогенераторной установки со сдачей в эксплуатацию первого блока АЭС «Ловииза» на полной мощности — в июне 1976 года.
При разработке проекта АЭС «Ловииза» ОКБ «Гидропресс» выступало как главный конструктор реактора с оборудованием шахтного объема и парогенераторов. Генеральным проектантом АЭС «Ловииза» было Ленинградское отделение ВГПИ «ТЭП», научным руководителем проекта — ИАЭ им. Курчатова.
Разработке проекта и заключению контракта в целом предшествовала длительная подготовительная работа советских и финских организаций. Впервые обсуждение вопроса о возможности строительства АЭС в Финляндии при техническом содействии Советского Союза состоялось в 1966 году на встрече советской и финской делегаций специалистов в Хельсинки, где были представлены наши материалы по АЭС типа Ново-Воронежской (3-4 блоки). В течение 1966-1968 годов происходили неоднократные «конкурсы» (тендеры) предложений СССР и зарубежных фирм, в результате которых финская сторона остановилась на советских предложениях. В сентябре 1969 года в Хельсинки состоялось подписание соглашения между СССР и Финляндией, контракт был подписан в июне 1970 года.
Необходимо отметить, что на протяжении всего времени до подписания контракта советская сторона не соглашалась с финскими требованиями, составленными на основе требований проектов АЭС ведущих западных фирм, в первую очередь, американских, выполнять проект по нормам и правилам финским, т.е. американским, т.к. финские нормы срочно переоформлялись на базе норм США. Так, в июле 1969 года финские власти узаконили 70 критериев США под названием «Общие проектные критерии для строительства АЭС».
Разработка проекта реакторной установки В-213 для финской АЭС началась после выхода распоряжения Совета Министров СССР от 14 августа 1968 года, по которому ОКБ «Гидропресс» должно разработать с учетом финских требований технические проекты реактора с оборудованием шахтного объема и парогенераторов. Параллельно с разработкой технического проекта велась разработка технических требований контракта, которая была закончена в июле 1970 года.
В процессе разработки проекта было выявлено много вопросов, которые оказались совершенно новыми как для проектных и конструкторских организаций, научно-исследовательских институтов, так и советской промышленности в целом. Постановлением Совета Министров СССР от 2 сентября 1971 года были определены окончательные сроки проведения работ.
Разработанный в ОКБ «Гидропресс» технический проект реактора и парогенераторов РУ В-213 был утвержден НТС Минсредмаша 23 октября 1970г.

Проектные основы реакторной установки В-213

Проект реакторной установки В-213 для АЭС «Ловииза» разработан на основе решений проекта серийной реакторной установки В-230 с изменениями, вытекающими из необходимости обеспечения требований «Контракта 9300». Главным определяющим требованием контракта является условие обеспечения безопасности АЭС.
Проект реакторной установки В-213 выполнялся на условия обеспечения безопасности при разрыве главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) Ду 500 в самом неблагоприятном месте.
Учитывая отсутствие отечественных правил по безопасности, были установлены критерии, из которых исходили при проектировании установки В-213:

  1. Внутрикорпусные устройства реактора должны противостоять увеличению потока теплоносителя, возникающему при разрыве трубопровода Ду 500.
  2. Не должно быть изменения конструкций, которые могли бы помешать движению регулирующих стержней или могли бы существенно ограничить охлаждение активной зоны, или могли бы привести к сильному изменению конфигурации активной зоны.
  3. Сохранность активной зоны обеспечивается при условии, что:
  4. максимальная температура оболочки твэл не превысит 1200°С;
  5. общая масса оболочек твэл, вступивших в пароциркониевую реакцию, не превысит 1 %;
  6. окисление оболочки по толщине за счет взаимодействия с паром не более 17%;
  7. плавления топлива нет.

Характерными особенностями разрыва трубопровода Ду 500 являются повышенные гидромеханические воздействия на внутрикорпусные устройства (ВКУ) и корпус реактора и обезвоживание реактора, приводящее к росту температур твэл.
В связи с этим в проекте реакторной установки В-213 были разработаны следующие основные конструктивные решения в отличие от проекта реакторной установки В-230:

  1. Корпус реактора:
  2. введены 4 патрубка Ду 250 системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ);
  3. введены отбойники для организации потока охлаждающей воды в зоне нижних патрубков Ду 250.
  4. Оборудование шахтного объема:
  5. разработана специальная опорная ферма реактора, рассчитанная на условия восприятия нагрузок при разрыве трубопровода Ду 500, кольцевой «водяной» бак заменен на «сухую» бетонную защиту;
  6. предусмотрена система контроля корпуса (наружная подсистема, внутренняя подсистема) в процессе эксплуатации, для чего увеличен кольцевой зазор до 310 мм между корпусом реактора и внутренней обечайкой металлоконструкции «сухой» защиты;
  7. колпак защитный рассчитан на увеличенное давление, возникающее при разрыве трубопровода Ду 500;
  8. предусмотрены специальные короба аварийного сброса пара из подколпачного пространства;
  9. компоновка каналов И К обеспечивает возможность замены отработавших подвесок И К во время эксплуатации «на ходу».


Рис. 6.8 Принципиальная схема размещения оборудования РУ и систем безопасности АЭС с ВВЭР-440 (В-213)
1 - компенсатор давления, 2 — колпак защитный, 3 — спринклерная насадка, 4 — гидроемкость САОЗ, 5 — помещение вакуумно-барботерной системы, 6 — арматура, 7 — деаэратор подпитки, 8 — бак борного раствора, 9 — спринклерный насос, 10 — насос высокого давления САОЗ, 11 - дизель-генератор, 12 — бак запаса концентрированного раствора бора, 13 — теплообменник САОЗ, 14 — насос низкого давления САОЗ, 15 - бассейн охладитель, 16 - главный циркуляционный насос, 17 — парогенератор


Рис. 6.9 Установка реактора В-213
1 — колпак защитный, 2 — площадка обслуживания верхнего блока, 3 — короб аварийного сброса пара, 4 — система центровки верхнего блока, 5 — реактор, 6 — защита биологическая верхняя, 7 — теплоизоляция зоны патрубков, 8 — зашита биологическая нижняя, 9 — ферма опорная, 10 — сухая защита бетона, 11 — каналы ИК

  1. Верхний блок реактора:
  2. разработан тихоходный реечный привод СУЗ с жесткой кинематической связью, с вынесенным электрооборудованием;
  3. электрические кабели питания приводов СУЗ и датчиков указателей положения заключены в специальные металлорукава;
  4. конструкция траверсы выполнена из условий удержания чехла СУЗ при его возможном отрыве.
  5. Внутрикорпусные устройства:
  6. усовершенствована система внутриреакторных измерений (вместо 12 каналов ЭВ принято 36);
  7. шахта имеет каналы для загрузки образцов корпусной стали;
  8. шахта рассчитана на усилия, возникающие при разрыве трубопровода Ду 500;
  9. шахта имеет выемное профилированное «эллиптическое» днище для организации и стабилизации потока теплоносителя, поступающего из «холодных» трубопроводов Ду 500;
  10. в блоке защитных труб предусмотрены специальные отбойники для организации потока охлаждающей воды системы САОЗ (при работе верхних патрубков);
  11. пружины блока защитных труб усилены для восприятия нагрузок при разрыве трубопровода Ду 500;
  12. все ВКУ имеют сварные швы, рассчитанные на усилия при разрыве трубопровода Ду 500;
  13. кассеты рабочие и тепловыделяющие сборки АРК имеют увеличенную толщину шестигранных труб: 2,1 мм вместо 1,5 мм;
  14. на шестигранных трубах рабочих кассет введена перфорация.

Значительно увеличены методы и объем контроля при изготовления оборудовании реакторной установки В-213, введен дополнительный контроль основного металла и сварных соединений при изготовлении:

  1. построение кривой перехода металла от вязкого состояния к хрупкому на образцах типа Шарли;
  2. количество и номенклатура образцов, отбираемых для исследования механических свойств, резко возросли: так, для корпуса и крышки реактора В-213 их стало 2156 штук вместо 1271 штуки для В-230;
  3. введены образцы корпусной стали, устанавливаемые в реактор на время эксплуатации, для проверки изменения физико-механических свойств;
  4. увеличен объем контроля неразрушающими методами (твердость, магнито-порошковая дефектоскопия и т.п.);
  5. контроль основного металла при рабочих температурах (для материала, контроль которого не предусмотрен техническими условиями или ГОСТами);
  6. увеличен контроль качества исходного материала для выплавки стали в связи с повышенными требованиями по допускаемым отклонениям химсостава, особенно по вредным примесям;
  7. в связи с изменением технологии изготовления и увеличением объема испытаний отдельных узлов корпуса реактора, увеличились развесы слитков: для корпуса В-213 слитки весят — верхней обечайки зоны патрубков 135 т, нижней 157 т, а для корпуса В-230 соответственно 104,6 т и 112 т.

Для зашиты активной зоны от перегрева при обезвоживании реактора В-213 предусмотрена система аварийного охлаждения (САОЗ).
Основное оборудование САОЗ - гидроаккумуляторы (4 штуки), высоконапорные и низконапорные насосы аварийного расхолаживания.
Помимо указанных выше конструктивных решений реакторной установки, связанных с выполнением требований «Контракта», введен ряд важных изменений в проект реакторной установки В-213 и АЭС в целом, направленных на повышение безопасности АЭС:

  1. введена защитная оболочка для размещения оборудования и систем первого контура, рассчитанная на режим аварийных разрывов вплоть до разрыва трубопровода Ду 500;
  2. усилена система внутриреакторного контроля вместе с введением современной системы оперативной машинной обработки результатов изменений параметров установки, обеспечивающая улучшение полезного использования установленной мощности реактора;
  3. заменены бессальниковые главные циркуляционные насосы первого контура типа ГЦН-310 на насосы с организованными протечками и увеличенными маховыми массами для улучшения условий аварийного охлаждения при нарушениях в системе электроснабжения и для упрощения электросхемы собственных нужд (отказ от 2-х генераторов собственного расхода, находящихся на одном валу с главными турбогенераторами);
  4. увеличено резервирование всех вспомогательных систем, обеспечивающих теплоотвод, электроснабжение, контроль и защиту реакторной установки. Предусмотрена независимость резервируемых систем. Трассировка кабелей силовых и контрольных систем, обеспечивающих безопасность, осуществлена в специальных проходках по разным каналам с целью исключения возможности одновременного выхода из строя отдельных ниток этих систем. Для возможности остановки энергоблока и сохранения реактора и активной зоны при пожаре на блочном щите предусматривается резервный пульт управления.


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