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

Экспериментальное обоснование проекта 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

Требования контракта и новые условия, на которые проектировалась реакторная установка В-213 для АЭС «Ловииза», не позволили ограничиться большим объемом экспериментальных работ, которые были проведены ОКБ «Гидропресс» и другими организациями в СССР для обоснования реакторных установок В-1, В-2, В-3М, В-4М, В-230. Особенно это касается вопросов безопасности, связанных с аварийными режимами при разрывах трубопроводов первого контура. Дополнительно проведен большой объем экспериментальных исследований по прочности реактора и парогенераторов, по уплотнительной способности разъемных соединений, по механизмам СУЗ и ИК. Вновь был выполнен комплекс исследований по кризису теплообмена в активной зоне как в нормальных и переходных режимах, так и в условиях разрыва трубопроводов первого контура, по исследованию гидродинамики и вибрации внутрикорпусных устройств реактора на объемных металлических моделях и на аналогичных натурных элементах реакторов первого блока Кольской АЭС и первого блока АЭС «Козлодуй», по исследованию процессов, протекающих в реакторе при разрыве трубопроводов Ду 500. Необходимо отметить, что экспериментальные исследования, связанные с разрывами трубопроводов первого контура, ОКБ «Гидропресс» пришлось проводить самостоятельно без наличия аналогов в отечественной практике, с создания методик, измерительной аппаратуры, уникальных стендов и оборудования. Ряд сложных в инженерно-техническом отношении исследований ОКБ «Гидропресс» выполнило самостоятельно, например, создание имитаторов тепловыделяющих элементов натурных размеров и с теплотехническими характеристиками, соответствующими штатным твэл.
Выполнено более 40 наименований экспериментальных работ, из которых:
6 - по напряженному состоянию узлов реактора и парогенератора; 4 - по исследованию уплотнительной способности разъемных соединений;
7 — по гидродинамическим и вибрационным исследованиям реактора, кассет;
4 — по кризису теплообмена в активной зоне;
12 — по исследованию вопросов поведения реактора и его основных элементов в условиях аварий с разрывами трубопроводов первого контура.
Ниже приводятся результаты части экспериментальных работ, представляющих наибольший интерес.
Гидродинамические испытания модели реактора В-213. Сложность геометрии проточной части реакторов типа ВВЭР не позволяет с достаточной точностью расчетным путем определять гидродинамические параметры, необходимые для определения надежности работы реактора. Имевшиеся случаи разрушения элементов внутрикорпусных устройств реактора В-1, В-3М поставили задачу изучения характера силового воздействия потока теплоносителя на них и способы уменьшения динамических напряжений за счет улучшения гидродинамики проточной части и повышения жесткости их крепления.
Наиболее неизученным было распределение потока теплоносителя в нижней части реактора, в районе днища реактора. В реакторе В-213 днище шахты выполняется с эллиптической решеткой. Его основное назначение — создание равномерного поля скоростей потока теплоносителя на входе в активную зону и ликвидация ! вихрей в нижней камере реактора. Исследование гидродинамики проводилось на металлической модели реактора в масштабе 1:4,45, на воде. Испытания проводились с эллиптическими решетками, имеющими радиальное и осевое расположение отверстий в перфорированной части днища, а также без решетки. Результаты испытаний показали, что наличие у днища шахты эллиптической решетки улучшает гидродинамику потока в нижней части реактора — амплитуды пульсации давления в камерах под днищем шахты уменьшаются в 2 раза по сравнению с плоской решеткой, в такой же мере уменьшаются и динамические напряжения.
Исследование распределения параметров в циркуляционном контуре при разрыве трубопровода. В аварии разрыва главного циркуляционного трубопровода Ду 500 происходит быстрый выброс теплоносителя, резко ухудшаются условия охлаждения активной зоны реактора.
Важной задачей расчетно-экспериментального исследования являлось исследование эффективности работы системы аварийного охлаждения активной зоны, одним из критериев работоспособности которой является количество воды, остающейся в корпусе реактора после спада давления.
Исследования проводились на экспериментальной установке, включающей две циркуляционные петли (основную и аварийную), циркуляционный насос, электронагреватель мощностью 200 кВт, колонку-модель реактора, устройство для разрыва трубопровода, емкость аварийного залива и газовый компенсатор объема. Полный объем контура 162 л, рабочая среда — вода. Корпус модели реактора выполнен из трубы 146x12, шахта реактора моделируется трубой 108x5, активная зона — трубой 42x4. В верхнюю и нижнюю камеры модели производился залив охлаждающей воды из аварийных емкостей. Подогрев воды до рабочих параметров первого контура осуществлялся электронагревателем, давление в контуре — с помощью газового компенсатора. На установке имитировались разрывы первого контура: на модели производились разрывы аварийной петли диаметром до 30 мм. Результаты экспериментов показывают, что при двухстороннем разрыве трубы диаметром 30 мм наиболее резко перепад давления на активной зоне меняется в первые сотые доли секунды после разрыва и максимальный перепад достигается через 0,02 с и равен 38 кг/см2, изменение перепада пульсирующее с частотой 25 Гц. Через 0,06 с перепад на зоне уменьшается до величины, соизмеримой с погрешностью измерения (3 кг/см2), и в дальнейшем колеблется около нулевого значения.
Результаты экспериментов были сравнены с результатами расчетов такого режима. Сравнение показало:

  1. 12-ти элементная методика расчета параметров первого контура при аварийных разрывах трубопроводов в целом подтверждается экспериментом;
  2. Комбинированный залив воды из аварийных емкостей (в надзонное и подзонное пространство) является более эффективным;
  3. Введение конструктивных мер, направленных на уменьшение уноса заливаемой воды, является целесообразным, т. к. они способствуют сохранению большего запаса воды в реакторе.

Исследование реактивных усилий и расходов при истечении теплоносителя. Для расчетного обоснования противоаварийных систем реакторной установки В-213 необходимо было иметь данные по величинам реактивных усилий, действующих на оборудование и трубопроводы первого контура, а также расходы и скорости теплоносителя через место разрыва. Таких данных в отечественной практике не было, поэтому в ОКБ «Гидропресс» была создана экспериментальная установка, на которой определялись:

  1. действительные значения реактивных усилий при различных условиях истечения теплоносителя;
  2. расходы теплоносителя при различных условиях его истечения.

Измерение реактивных усилий проводилось с помощью специального тензометрического датчика усилия, разработанного в ОКБ «Гидропресс», на насадках диаметром 8 мм с относительной длиной 15, с цилиндрической, конической и плавной геометрией входа при параметрах:

  1. недогретой воды с относительной энтальпией минус 0,07 и давлением 120 кг/см2;
  2. пароводяной смеси с относительной энтальпией 0,2 и давлением 120 кг/см2. Измерение расходов теплоносителя проводилось на насадках 6 типов, диаметрами 8 и 12 мм при давлении 10, 30, 60 и 90 кг/см2, а также частично при 120 кг/см2.

В результате экспериментальных исследований получены зависимости реактивных усилий от давления и относительной энтальпии:

  1. от повышения давления перед насадками реактивное усилие увеличивается практически линейно;
  2. от изменения относительной энтальпии при постоянном давлении уровень реактивных усилий остается постоянным;
  3. при повышении давления от 60 до 120 кг/см2 перед короткими насадками (Ι/d = 0,5) реактивное усилие увеличивается в 2,3-
  4. раза;
  5. наибольшие значения реактивных усилий получены на коротких насадках при истечении насыщенной воды, на длинных насадках (Ι/d = 15) при истечении недогретой воды.

Результаты экспериментов были полностью использованы для расчетного обоснования работоспособности реакторной установки В-213.



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