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

Реакторная установка ВВЭР-440 (В-270) для АЭС в сейсмическом районе - 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-270) для АЭС в сейсмическом районе (1 и 2 блоки Армянской АЭС)
Армянская АЭС — первая АЭС, сооруженная в СССР в сейсмическом районе. Строительная площадка расположена в районе с сейсмичностью 8 баллов (MP3 — 9 баллов) по шкале MSK-64. В сейсмических районах до 9 баллов эксплуатируются обычные электростанции (например, Алма-Атинская ГРЭС — 8 баллов).
Серьезных разрушений на тепловых электростанциях во время землетрясений не наблюдалось, хотя при проектировании этих станций специальных мероприятий не предусматривалось (проектирование проводилось по нормам СНиП-А. 12-69 «Строительство в асейсмических районах», которые допускают пластические деформации в конструкциях при землетрясениях).
Из зарубежного опыта наиболее подробная информация имелась об АЭС Токай-Мура в Японии с газографитовым реактором (аналогичной Британской АЭС Колдер-Холл), построенной в 1965 году в районе с сейсмичностью 8 баллов. Там предусматривались специальные мероприятия по усилению фундаментной плиты, по усилению и обеспечению безопасности реактора и парогенератора путем дополнительного крепления. Для предупреждения возникновения резонансных колебаний трубопроводов предусмотрена специальная система гидравлических амортизаторов. Аналогичные решения приняты на некоторых АЭС США. В проекте Армянской АЭС также решалась задача обеспечения надежной работоспособности реакторной установки ВВЭР-440 в условиях высокой сейсмичности путем реализации ряда мероприятий, которые разработаны в проекте АЭС Горьковским отделением АТЭПа.
В техническом проекте, разработанном ОКБ «Гидропресс», рассматривались решения, обеспечивающие работоспособность для условий Армянской АЭС реактора в комплекте с опорными конструкциями шахтного объема и парогенераторов с узлами крепления к строительной части АЭС. Технический проект завершен в июне 1972 года.
При разработке технического проекта за основу были приняты реактор и парогенераторы серийной установки ВВЭР-440 (В-230) с учетом прогрессивных решений установки В-213 для АЭС «Ловииза» в Финляндии.

Основные решения в проекте реактора и парогенераторов

Реактор В-270.

В отличие от серийного реактора В-230 конструкция реактора В-270 выполнена в сейсмическом варианте, т. е. более прочной, позволяющей обеспечить надежную работоспособность при эксплуатации в условиях землетрясения в 9 баллов (MPЗ). Это достигнуто путем усиления высоконапряженных узлов реактора В-230 и введения дополнительных креплений:

  1. Вместо кольцевого бака, заполненного водой, не выдерживающего сейсмических нагрузок, применена в качестве опоры реактора металлоконструкция из консольных балок, заделанная в бетон шахты и вынесенная из зоны больших радиационных излучений.
  2. Для восприятия опрокидывающих нагрузок на реактор при воздействии горизонтальных сейсмических сил введена дополнительная опора в районе фланца корпуса и консоли бетонной шахты, что позволило сохранить принципиальную конструкцию узла крепления реактора к опоре.
  3. Для уменьшения воздействия горизонтальных сейсмических сил на чехлы верхнего блока и приводы СУЗ, находящиеся в них, чехлы раскреплены по высоте тремя рядами решеток. Верхняя часть блока раскреплена относительно бетонной шахты талрепами.
  4. Внутрикорпусные устройства раскреплены относительно друг друга и корпуса реактора от возможных радиальных перемещений в случае воздействия горизонтальных сейсмических сил, а именно:

а)   усилены шпонки крепления нижней части шахты к корпусу;
б)     выемная корзина закреплена относительно шахты в 2-х поясах по высоте;
в)     раскреплен блок защитных труб внизу относительно корзины и вверху относительно шахты;
г)         увеличено суммарное усилие пружин на блоке защитных труб.

Для увеличения прочности и обеспечения безопасности работы реактора в условиях сейсмичности конструкция внутрикорпусных устройств принята аналогичной проекту В-213 для АЭС «Ловииза» в Финляндии, что позволяет реализовать в проекте Армянской АЭС систему аварийного охлаждения активной зоны при крупных разрывах трубопроводов первого контура.
Для обеспечения безопасности работы реактора предусматривается в техпроекте контроль металла корпуса во время эксплуатации, для чего нижняя часть бетонной шахты выполняется по аналогии с проектом В-213 (кольцевой зазор между цилиндрической частью корпуса реактора и теплоизоляцией около 300 мм).
Для унификации с конструктивными решениями, используемыми в проекте В-213 для АЭС «Ловииза», в техпроекте В-270 приняты аналогичные решения по верхнему блоку, по приводу СУЗ, по системе внутриреакторного контроля.
Таким образом, в техпроекте реактора В-270 использовались основные решения проектов серийного реактора В-230 и реактора В-213 с разработкой дополнительных узлов, необходимых для обеспечения надежного закрепления реактора и его элементов в условиях воздействия сейсмических сил.

Обоснование прочности элементов реактора.

Основные узлы реактора В-270 аналогичны узлам реакторов В-230 и В-213, прочность которых обоснована в соответствующих расчетах прочности.
Отличительной особенностью реактора В-270 является вероятность нагружения его элементов сейсмическими инерционными усилиями. Ввиду отсутствия утвержденных действующих норм по обоснованию сейсмостойкости оборудования АЭС, а также отсутствия ряда исходных данных по инженерной сейсмологии строительной площадки Армянской АЭС, расчеты проводились на основании данных Генерального проектировщика АЭС ГОТЭП, а также на основании динамического расчета ЦНИИСК им. Кучеренко, проведенного по заданию ГОТЭП. Кроме этого, при проведении расчетов анализировались «Указания по определению расчетной сейсмической нагрузки на ядерные реакторы» ЦНИИПроектстальконструкции.
Расчет выполнялся на пиковые нагрузки, соответствующие максимальным ускорениям грунта при землетрясении с расчетной интенсивностью 9 баллов, при этом принималось одновременное действие сейсмических нагрузок как в горизонтальном, так и в вертикальном направлениях.
Напряжения от сейсмических нагрузок суммировались с напряжениями в стационарном режиме и сравнивались с допускаемыми напряжениями соответствующих категорий, регламентируемыми для аварийных ситуаций проектом «Норм расчета на прочность элементов реакторов, П Г, сосудов и трубопроводов АЭС».
Нагружение оборудования сейсмическими усилиями имеет разовый и кратковременный характер и относится к аварийной ситуации. Для аварийной ситуации, учитывая, что значения сейсмических нагрузок на опорные узлы найдены при наиболее неблагоприятном их сочетании, допускаемые напряжения при максимальной рабочей температуре элемента принимались: нормальные равные пределу текучести, касательные — 0,6 предела текучести, смятия — два предела текучести.
Опорные конструкции реактора и внутрикорпусных устройств рассчитывались на реактивные силы, возникающие от действия сейсмических и весовых нагрузок, при наиболее неблагоприятном сочетании внешних нагрузок, и на максимальные нагрузки.
Расчетами показана невозможность применения кольцевого бака, целесообразность применения опорной конструкции аналогичной проекту В-213, введения дополнительной опоры на уровне фланца корпуса реактора, дополнительного раскрепления чехлов верхнего блока и внутрикорпусных устройств.
Расчетами также определено, что наиболее напряженным от сейсмических нагрузок является сечение корпуса на уровне нижней опоры, где напряжение изгиба составляет 485 кг/см2, и в патрубках Ду 500 (холодные патрубки 1170 кг/см2, горячие патрубки 590 кг/см2). Напряжения в крышке реактора и шпильках главного разъема корпуса от сейсмических нагрузок незначительны.
В чехлах СУЗ суммарные напряжения высокие (2245 кг/см2, больше Gдоп = 2030 кг/см2), но с учетом того, что расчетная схема принята с запасом, это превышение считается допустимым.
Суммарные напряжения в чехле рабочей кассеты с учетом сейсмического нагружения составляют 1220 кг/см2 при допускаемых 1480 кг/см2. Прочность твэл обеспечена.
Прочность кассет АРК при вертикальных сейсмических нагрузках не рассматривалась, т.к. перегрузки при их перемещении значительно выше, а работоспособность кассет АРК при аварийных опусканиях подтверждена опытом эксплуатации на НВАЭС.
Таким образом, расчеты прочности основных элементов реактора В-270 подтвердили их надежность работы в условиях сейсмичности.
В техническом проекте реактора приводятся результаты физических, теплогидравлических, динамических расчетов реактора В-270, которые в большинстве основываются на расчетах реакторов В-230 и В-213.
Результаты показывают, что реактор В-270 обеспечивает необходимые характеристики при работе в стационарном, переходных и аварийных режимах, регламентируемых для АЭС с ВВЭР-440.

Парогенератор.

При разработке техпроекта парогенераторов для Армянской АЭС необходимо было учитывать (кроме обычных требований конструктивного, технологического, теплотехнического и эксплуатационного характера) следующие требования:

  1. Обеспечение прочности конструкции парогенератора и узлов его крепления при воздействии сейсмических нагрузок. Узлы закрепления ПГ должны воспринимать продольные, поперечные и вертикальные нагрузки при сейсмическом воздействии в диапазоне частот 2-20 Гц с максимальной нагрузкой на ПГ до 0,4g.
  2. Обеспечение термических перемещений ПГ. Максимальное перемещение ПГ от термических расширений трубопроводов первого контура в горизонтальной плоскости ±100 мм (продольное) и ±50 мм (поперечное) и вертикальные ±20 мм.
  3. Узлы закрепления ПГ должны обеспечивать перемещения ПГ от термического расширения трубопроводов в продольном и поперечном направлениях со скоростью: при нормальном разогреве-охлаждении — 10 мм/ч, при аварийном расхолаживании — 15 мм/мин.
  4. Обеспечение динамических перемещений ПГ при сейсмическом воздействии в пределах допустимых величин (±1,5 мм). На указанные требования велась разработка технического проекта парогенераторов. Проведенные конструктивные и расчетные проработки показали, что возможно применение серийного парогенератора ПГВ-4Э, которыми оснащаются как внутрисоюзные, так и зарубежные АЭС с реактором В-230, с введением дополнительных узлов закрепления и усиления существующих. В обличие от серийного парогенератора в парогенераторе для Армянской АЭС существенно переработаны вертикальные подвески парогенератора (вместо «ленточных» установлены «цилиндрические»), усилены места закрепления внутрикорпусных устройств на корпусе и дополнительно установлены гидравлические опоры. Применение последних продиктовано требованием снизить до минимума взаимное нагружение (через трубопроводы Ду 500) реактора и парогенераторов при землетрясении.

Устройства для закрепления парогенератора при сейсмических нагрузках.

Парогенератор устанавливается на 2 опорные конструкции, подвешенные к перекрытию бокса при помощи 4-х тяг, предназначенных для восприятия весовых и вертикальных сейсмических нагрузок и для обеспечения продольных и поперечных горизонтальных перемещений парогенератора от термических расширений трубопроводов первого контура.
К стенам бокса парогенератор прикрепляется на уровне центра тяжести с помощью четырех узлов гидравлических опор, воспринимающих продольные и поперечные сейсмические нагрузки парогенератора и допускающих термические перемещения парогенератора в любом направлении.
Каждый узел раскрепления состоит из 2-х гидроамортизаторов, расположенных в горизонтальной плоскости в 2-х взаимно-перпендикулярных направлениях, и металлоконструкции для крепления гидроамортизаторов к стенам бокса и к корпусу парогенератора.
Гидроамортизатор состоит из корпуса (толстостенный цилиндр), подвижного поршня диаметром 300 с 2-х сторонним штоком диаметром 80 мм, манжетных и сальниковых уплотнений, 2-х буферных емкостей. Обе рабочие полости сообщаются с соответствующими буферными емкостями.
На линии соединения рабочей полости с буферной емкостью имеется шариковое клапанное устройство, обеспечивающее переток жидкости при рабочем ходе поршня в процессе перемещения парогенератора от термических расширений трубопроводов и препятствующее перетоку рабочей жидкости при воздействии сейсмических нагрузок на парогенератор. Возникающие при этом реактивные усилия (продольные или поперечные) передаются от парогенератора через металлоконструкцию на закладные детали в стенах бокса. Буферные емкости соединены между собой трубопроводом, обеспечивающим выравнивание уровня жидкости в них.
Аналогичное решение по раскреплению технологического оборудования используется на зарубежных АЭС (США, Япония). Японская фирма (The Wako Koekico) предложила поставить гидроамортизаторы на усилия 100 т и 20 т с принципом действия, аналогичным разрабатываемым в проекте парогенератора Армянской АЭС. В дальнейшем такие амортизаторы были закуплены в Японии для использования на Армянской АЭС.

Обоснование прочности парогенератора.

При обосновании прочности парогенератора в основу расчетов приняты положения, используемые при расчете реактора В-270. Исходные данные для проведения расчетов прочности принимались из предпосылки, что при землетрясении на парогенератор передаются инерционные весовые нагрузки, соответствующие поступательным и крутильным перемещениям парогенератора в вертикальной и горизонтальных плоскостях. Значения и характер распределения сейсмических нагрузок приняты на основании динамического расчета ЦНИИСК им. Кучеренко и в соответствии с заданием Генпроектировщика — ГОТЭП.
Особому вниманию уделялись узлы парогенераторов, воспринимающие сейсмические нагрузки — опорные конструкции, места стыковки трубопроводов первого и второго контуров с патрубками парогенератора.
Результаты расчетов на прочность показывали, что опорные узлы трубного пучка, отдельные несущие элементы гидроопоры и закладные детали подвески требуют усиления в связи с превышением в них уровня допускаемых напряжений. Проработки по усилению отмеченных выше элементов в основном привели расчетные напряжения в пределы допускаемых.
Таким образом, расчеты прочности показали, что прочность парогенератора и его узлов закрепления обеспечивают работоспособность несущих деталей в условиях сейсмичности 9 баллов (MPЗ).



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