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

Описание основного оборудования РУ В-213 - 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

Краткое описание основного оборудования РУ В-213
Реактор ВВЭР-440 (В-213) (рис. 6.10) состоит из следующих узлов:

  1. корпус реактора;
  2. верхний блок;
  3. внутрикорпусные устройства (шахта, днище шахты, корзина выемная, блок защитных труб);
  4. активная зона.

Теплоноситель поступает в корпус реактора через шесть входных патрубков, опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой, затем разворачивается и поступает на вход в хвостовики кассет активной зоны, омывает твэлы кассет, выходит из головок кассет через ловители блока защитных труб и через отверстия перфорации верхней части шахты попадает в шесть выходных патрубков корпуса.
Проект реактора В-213 выполнен на условия обеспечения безопасности при разрыве главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) Ду 500 в самом неблагоприятном месте — у входа в корпус реактора, с учетом повышенных гидромеханических воздействий на внутрикорпусные устройства (ВКУ) и корпус реактора.
В проекте реактора содержатся следующие основные конструктивные решения:

  1. корпус реактора имеет 4-е патрубка Ду 250 системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) с отбойниками в зоне нижних патрубков Ду 250 для организации потока охлаждающей воды;
  2. в оборудовании шахтного объема имеется специальная опорная ферма реактора, рассчитанная на условия восприятии нагрузок при разрыве трубопровода Ду 500, закрепленная в «сухой» бетонной защите;
  3. днище шахты выемное, эллиптической формы, профилированное для организации и стабилизации потока теплоносителя.


Рис. 6.10 Реактор В-213
1- привод АРК, 2 — верхний блок, 3 — блок защитных труб, 4 — промежуточная штанга, 5 — шахта, 6 — активная зона, 7 — корпус реактора, 8 — днище шахты

сечение реактора В-213
Рис. 6.11 Поперечное сечение реактора В-213
1 — корпус, 2 — кронштейн, 3 — шахта, 4 — корзина, 5 — кассета АРК, 6 — кассета рабочая

Патрубки Ду500 расположены в два яруса и вынесены из зоны максимального нейтронного облучения. На наружной поверхности корпуса, под нижним рядом патрубков имеется опорный бурт для установки корпуса на опорное кольцо, которое крепится на металлоконструкции сухой зашиты. Корпус к опорному кольцу крепится накладками. На внутренней поверхности корпуса, между верхним и нижним рядами патрубков, имеется кольцевой бурт, который служит для разделения входного и выходного потока теплоносителя и центровки шахты относительно корпуса.
Корпус реактора выполняется из теплоустойчивой радиационностойкой стали типа 15Х2 МФА с антикоррозионной наплавкой по всей внутренней поверхности.
Соединение крышки с корпусом осуществляется через нажимное кольцо с помощью 60-ти шпилек МИО. Герметизация разъема корпуса и крышки осуществляется двумя никелевыми прокладками диаметром 5 мм, устанавливаемыми непосредственно между нижним торцем крышки и опорной поверхностью корпуса.
На крышке верхнего блока реактора смонтировано 37 чехлов для установки приводов СУЗ, 12 патрубков для вывода и уплотнения датчиков температурного контроля (патрубки ТК), а также 36 штуцеров для установки измерительных каналов нейтронного потока.
Кроме этого, на верхнем блоке предусмотрены следующие системы:

  1. автономная система охлаждения приводов АРК при работе реактора;
  2. система удаления воздуха при заполнении реактора водой.

Верхний блок имеет металлоконструкцию, на которой монтируется вышеуказанные системы и тепловая изоляция наружной поверхности сферической крышки.

Внутрикорпусные устройства служат для установки и закрепления активной зоны в корпусе реактора и для организации потока теплоносителя внутри реактора. Конструкция внутрикорпусных устройств и их крепление между собой и к корпусу реактора позволяют производить извлечение всех узлов из корпуса для осмотра его внутренних поверхностей.
Уплотнение места разделения входного и выходного потоков теплоносителя обеспечивается наличием лабиринта и за счет разности температурного расширения шахты и корпуса.
Верхняя часть шахты между фланцем и разделителем потока перфорирована большим количеством отверстий для выравнивания поля скоростей теплоносителя перед выходными патрубками корпуса.
Днище шахты устанавливается и закрепляется на опорном бурте внутри нижней части шахты. Днище шахты состоит из верхней цельнокованой решетки и нижней решетки эллиптической формы, связанных между цилиндрической обечайкой. Внутри располагаются 37 защитных труб АРК для установки кассет АРК, в них размещены демпферные устройства, предназначенные для снижения ударной перегрузки падающих кассет АРК. В верхней решетке днища шахты установлены дроссельные шайбы, обеспечивающие дополнительное шайбование кассет активной зоны, а также профилирование расхода теплоносителя.
Корзина выемная служит для размещения в ней активной зоны.
Блок защитных труб служит для:

  1. фиксации головок рабочих кассет с помощью ловителей;
  2. удержания рабочих кассет от всплытия во всех условиях эксплуатации реактора, включая возможные аварийные ситуации;
  3. защиты кассет АРК и штанг механизмов СУЗ от воздействия потока теплоносителя.

На блоке защитных труб смонтированы чехлы под датчики системы контроля температуры теплоносителя на выходе из рабочих кассет, а также направляющие трубы для установки в активную зону плотных каналов под детекторы контроля нейтронного потока.
Активная зона реактора (рис. 6.11) комплектуется кассетами рабочими (312шт.) и кассетами АРК (37шт.).
Кассета рабочая (рис. 6.12) представляет собой сборку тепловыделяющих элементов, заключенных в шестигранную трубу с размером «под ключ» S=144 мм и толщиной стенки δ=2 мм.
В головке кассеты имеются подпружиненные штыри, которые удерживают кассету от всплытия и служит для компенсации расширения кассеты в реакторе.

Кассета АРК (рис. 6.13) является рабочим органом СУЗ, состоит из надставки (поглотителя) и тепловыделяющей сборки. Надставка и тепловыделяющая сборка после их загрузки в реактор соединяются между собой промежуточной штангой, которая проходит через надставку и посредством захвата сцепляется с головкой тепловыделяющей сборки. Штанга СУЗ сцепляется с верхней головкой промежуточной штанги. Надставка представляет собой шестигранную трубу из нержавеющей стали (ОХ18Н10Т), внутри которой расположены шестигранные вкладыши. Материал шестигранных вкладышей — бористая сталь (содержание естественного бора до 2%). В нижней части кассеты АРК предусмотрен стакан, служащий демпфером кассеты (ответный поршень находится в трубе днища шахты).
В состав реакторной установки входят реактор и шесть циркуляционных петель, расположенных вокруг цилиндрической шахты (см. рис. 6.9) в общем прямоугольном боксе. Каждая петля имеет парогенератор и главный циркуляционный насос, соединенные главными циркуляционными трубопроводами с условным диаметром 500 мм, а также две главные запорные задвижки (на «холодной» и «горячей» нитках Ду 500). Электродвигатели и вспомогательное оборудование ГЦН, электроприводы главных запорных задвижек, а также арматура воздушников и вспомогательных линий первого контура вынесены в отдельное палубное помещение, расположенное над циркуляционными петлями.
В реакторной установке В-213 применен главный циркуляционный насос ГЦН-317 с уплотнением вала. Несмотря на высоконадежность и простоту в эксплуатации герметичных ГЦЭН-310, эти насосы оказались неперспективными по двум основным причинам:

  1. отсутствие необходимого инерционного «выбега» вращающихся масс, что осложняет решение задачи аварийного расхолаживания реактора при внезапном отключении электропитания, особенно в первые десятки секунд, когда остаточное тепловыделение твэл в реакторе максимальное, а аварийные источники электропитания ГЦН, например, дизель-генераторы еще не успели включиться в работу;
  2. в ГЦН типа 310 большие электромагнитные потери на герметизирующей перегородке электродвигателя, что резко снижает КПД электродвигателя и усложняет его охлаждение. Основные характеристики ГЦН-317 (рис.6,14):
  3. подача, м/ч                                                   7100;
  4. напор, кг/см2                                                5,9;
  5. частота вращения, об/мин                          1500;
  6. мощность агрегата (гор./хол.), кВт 1400/1600;
  7. время разгона, с, не более                          10;
  8. время выбега, мин                                      2-3;
  9. момент инерции, тм2                                   4,1.

Главные запорные задвижки для отключения циркуляционных петель такие же, как в проекте РУ В-230. В реакторной установке применены однокорпусные парогенераторы горизонтального типа ПГВ-4, аналогичные ПГВ-4 для РУ В-230.
В реакторной установке применен паровой компенсатор давления со встроенными электронагревателями, подключенный к «горячей» нитке циркуляционной петли трубопроводом Ду 200 для компенсации изменений объема теплоносителя первого контура при высоких скоростях роста его температуры. Кроме того, предусмотрен трубопровод Ду 100 от холодной нитки циркуляционной петли с регулируемым расходом для поддержания давления в требуемых пределах.

Рис. 6.12 Кассета рабочая: 1 - головка, 2 — решетка верхняя, 3 — тепловыделяющий элемент, 4 — решетка дистанционирующая, 5 — чехол, 6 — решетка нижняя, 7 — хвостовик

 
Рис. 6.13 Кассета АРК
1 - надставка, 2 — тепловыделяющая сборка

Рис. 6.14 Главный циркуляционный насос ГЦН-317
1 — электродвигатель, 2 — вал, 3 — фланец главного разъема,
4 — рабочее колесо, 5 — корпус

Оборудование системы перегрузки обеспечивает все транспортно-технологические операции, связанные с перегрузкой реакторы, а именно:

  1. подготовку свежего топлива к перегрузке в узел свежего топлива;
  2. транспортировку в чехлах свежего топлива в бассейн выдержки, установку свежих кассет в ячейки стеллажа;
  3. замену в реакторе отработавших кассет на свежие, перестановку кассет внутри реактора;
  4. хранение отработавшего топлива в бассейне выдержки;
  5. транспортировку отработавшего и выдержанного топлива на перерабатывающий завод;
  6. операции, связанные с установкой-извлечением герметичных пеналов, герметизацией и разгерметизацией их внутренних полостей с помощью пробок;
  7. операции, связанные с системой КГО;
  8. технологические операции, связанные с зачисткой посадочных гнезд под рабочие кассеты;
  9. кроме того, транспортно-технологическое оборудование позволяет производить операции по извлечению, транспортировке и установке внутрикорпусных устройств, из которых блок защитных труб извлекается при каждой перегрузке реактора, а выемная корзина и шахта с днищем извлекаются периодически, при необходимости контроля состояния внутренних поверхностей корпуса реактора. Внутрикорпусные устройства (блок защитных труб, выемная корзина, шахта) извлекаются, транспортируются посуху с помощью универсального защитного оборудования.

В реакторной установке В-213 принята система «мокрой перегрузки, т.е. все операции, выполняемые перегрузочной машиной в пределах «шахта реактора — бассейн выдержки», производятся под защитным слоем воды. Бетонная шахта реактора соединена с бассейном выдержки коридором, позволяющим транспортировать по нему перегружаемые кассеты. Бассейн выдержки имеет отсек с универсальным гнездом, в которое может устанавливаться чехол со свежими кассетами, транспортный контейнер для загрузки его отработавшим и выдержанным топливом или чехол с выгоревшими надставками при операциях транспортировки их в могильник.



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