Реакторные установки ВВЭР для АЭС - Реакторная установка ВВЭР-440 (В-318) для АЭС Хурагуа

Реакторная установка ВВЭР-440 (В-318) для АЭС «Хурагуа» (Куба)
9 апреля 1979 года в Москве был подписан контракт между ВО «Атомэнергоэкспорт» (Поставщик) и «Энергоимпорт» (Заказчик, Куба) на сотрудничество в сооружении на Кубе атомной электростанции «Хурагуа» с двумя водо-водяными реакторами мощностью 1375 МВт (тепл.), общей электрической мощностью 850 МВт.
Поставщик должен разработать и передать заказчику комплектный технический проект АЭС «Хурагуа».
Были определены основные разработки проектов АЭС и РУ.
Генеральный проектировщик АЭС — Ленинградское отделение ВГПИ «Тепло-электропроект», Главный конструктор реакторной установки — ОКБ «Гидропресс», Научный руководитель - ИАЭ им. Курчатова.
Технический проект реакторной установки для АЭС «Харагуа» разработан ОКБ «Гидропресс» в 1982 году.
Технический проект реакторной установки ВВЭР-440 выполнен для поставки на экспорт в тропическом и сейсмостойком исполнении с учетом частоты переменного тока в энергосистеме 60 Гц, климатических условий с высокой агрессивностью среды и высокой температурой охлаждающей воды.
В отличие от ранее разработанных проектов реакторных установок ВВЭР-440, в объем разработки которых входили только реактор и парогенератор, технический проект реакторной установки для АЭС «Хурагуа» включал в себя:

1. все основное оборудование и трубопроводы первого контура АЭС (реактор с оборудованием шахтного объема, парогенераторы, главные циркуляционные трубопроводы с ГЦН и ГЗЗ, систему компенсации объема с компенсатором объема, трубопроводами и арматурой, пассивную часть САОЗ с гидроемкостями, трубопроводами и арматурой);
2. элементы закрепления оборудования и трубопроводов, в том числе и от сейсмических нагрузок;
3. оборудование системы перегрузки активной зоны реактора;
4. транспортно-технологическое оборудование, необходимое для обслуживания реакторной установки;
5. электрическую часть системы управления и защиты реактора;
6. аппаратуру контроля за нейтронным потоком;
7. систему внутриреакторного контроля;
8. систему обнаружения дефектных топливных сборок, включая непрерывный контроль за активностью теплоносителя во время эксплуатации;
9. систему дезактивации первого контура;
10. систему контроля металла корпуса реактора;
11. КИП.
12. комплектующее оборудование реакторной установки.

Основные характеристики реакторной установки и рабочие параметры приняты одинаковыми с характеристиками и параметрами унифицированных АЭС с реактором ВВЭР-440, а именно:

Паропроизводительность при температуре питательной воды 223°С. т/ч 2700
Реакторная установка обеспечивает нормальное функционирование без остановки при землетрясениях интенсивностью, равной величине проектного землетрясения (ПЗ) (6 баллов по шкале М8К-64).
При землетрясениях интенсивностью больше ПЗ до MP3 включительно (8 баллов) обеспечивается безопасная остановка и расхолаживание реакторной установки.
Технический проект реакторной установки разработан с максимальным использованием оборудования, принятого для унифицированных АЭС с реактором ВВЭР-440 (В-213). Изменения конструкции оборудования, в основном, обусловлены обеспечением его сейсмостойкости.
Строительная часть реакторного отделения АЭС существенно отличается от унифицированных АЭС. Отличие вызвано обеспечением сейсмостойкости здания и мероприятиями, обеспечивающими защиту систем безопасности от падения самолета.
В связи с этим изменена компоновка оборудования и систем и соответственно трассировка трубопроводов первого контура.
Принципиальная схема размещения оборудования и систем безопасности АЭС с РУ В-318 представлена на рис. 6.15.

Рис. 6.15 Принципиальная схема размещения оборудования РУ и систем безопасности АЭС с ВВЭР-440 (В-318)
1 - реактор. 2 - парогенератор, 3 — ГЦН, 4 — ГЗЗ, 5 — компенсатор давления, 6 — гидроемкость САОЗ, 7 — колпак защитный, 8 — гермозона №1, 9 — гермозона №2, 10 — защитная оболочка, 11 — спринклерная насадка, 12 — бак запаса раствора бора, 13  —  спринклерный насос, 14 - насос впрыска бора, 15 - дизель- генератор, 16 - бак запаса бора 12 г/кг

Основные изменения в конструкции оборудования в проекте реакторной установки В-318 по сравнению с оборудованием РУ В-213 для унифицированных АЭС заключались в следующем:

1. Корпус реактора выполнен с увеличенной обечайкой, расположенной в районе активной зоны, что позволило вынести из зоны максимального нейтронного потока сварные швы: за 30 лет эксплуатации флюенс нейтронов уменьшен до 7х1018н/см². Кроме этого, к основному металлу корпуса реактора и к металлу сварных швов предъявлены повышенные требования по содержанию вредных примесей (Си менее 0,10%, Р менее 0,12%). Эти мероприятия позволяли улучшить характеристики металла, влияющие на радиационный ресурс корпуса реактора.
2. Введены дополнительные закрепления от горизонтальных сейсмических нагрузок реактора в районе фланца корпуса и в районе верхнего блока. Закрепление реактора рассчитано на одновременное восприятие усилий от MP3 и от МПА.
3. Введены дополнительные элементы между внутрикорпусными устройствами реактора с целью уменьшения их перемещения относительно друг друга при сейсмических воздействиях. Дополнительные закрепления введены также в местах хранения ВКУ, извлеченных из реактора.
4. Для защиты основного металла коллекторов парогенераторов от коррозионного растрескивания в районе раздела фаз пар- вода применена наплавка толщиной 8 мм, выполненная из высоконикелевого металла 03Х15Н35Г7М6Б.
5. Усилены узлы закрепления парогенераторов и дополнительно введено закрепление от сейсмических воздействий с помощью гидроамортизаторов.
6. Введено антисейсмическое закрепление трубопроводов первого контура с помощью гидроамортизаторов и закрепление компенсатора объема и емкостей САОЗ с помощью растяжек.

Вновь разработаны:

1. Главный циркуляционный насос ГЦН-396 на основе ГЦН-317 с обеспечением его сейсмостойкости для работы от сети с частотой 60 Гц.
2. Электрическая часть СУЗ. Устройство аварийной защиты СУЗ выполнено в трех комплектах: два комплекта, расположенные на блочном щите управления, обеспечивают срабатывание аварийной защиты по сигналам всех родов защиты и одновременно позволяют проводить проверку функционирования одного из устройств АЗ в целом без снижения мощности реактора; третий комплект размещен на резервном щите управления (РЩУ) и формирует сигнал на отключение питания двух первых комплектов только по сигналам АЗ-1.
3. Аппаратура контроля нейтронного потока разрабатывается унифицированной с АКНП серийного реактора ВВЭР-1000.
4. Система обнаружения дефектных сборок, выполняющая непрерывный и периодический контроль активности теплоносителя при работе реактора и контроль топливных сборок при остановленном реакторе.
5. Оборудование и технология дезактивации как отдельного оборудования, так и целиком первого контура.
6. Перегрузочная машина и транспортно-технологическое оборудование в сейсмостойком исполнении и для работы от сети с частотой 60 Гц.
7. Термопреобразователи, соединительные и компенсационные коробки.
8. Импульсно-предохранительное устройство для защиты первого контура от превышения давления. Арматура, используемая в системах реакторной установки, разработана на условия сейсмики и поставки в страны с тропическим климатом.

Кассеты активной зоны реактора приняты по техническим условиям, разработанным для реакторов В-213 унифицированных АЭС. Дополнительно проведены поверочные расчеты на сейсмостойкость кассет.
Проверка сейсмостойкости всего оборудования реакторной установки производилась с использованием исходных сейсмических воздействий, задаваемых, в виде акселерограмм и ответных спектров на отметках закрепления оборудования, Генпроекгировщиком АЭС и соответствующих восьми различным землетрясениям в различных грунтовых условиях и с ускорением на уровне грунта 0,2g (8 баллов).
Сейсмические нагрузки на оборудование определялись по методике, основанной на линейной спектральной динамической теории. Критерии сейсмостойкости и комбинации нагрузок принимались в соответствии с «Нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЭС с ВВЭР на сейсмические воздействия», утвержденными Госгортехнадзором СССР в 1980 году.
Дополнительно при проектировании трубопроводов учитывались требования к ним со стороны арматуры, которые сводятся к ограничению сейсмических ускорений трубопровода в месте присоединения арматуры. Проведенные расчеты показали, что все оборудование 1 категории сейсмостойкости выдерживает заданные сейсмические воздействия до MP3 включительно.
В обоснование сейсмостойкости оборудования реакторной установки В-318 был проведен ряд экспериментальных работ, включая:

1. Исследования на смоляных моделях.
2. Испытания на стенде сейсмического воздействия.
3. Испытания модели на сейсмическое воздействие на стенде ЦКТИ. За основу конструкции парогенератора была принята конструкция парогенератора унифицированной АЭС с В-213.

Технологические параметры парогенераторов одинаковы, однако в конструкцию ПГ были внесены изменения:

1. Коллектор первого контура:

а)   исключена защитная выгородка;
б)     для защиты основного металла коллектора в районе раздела фаз пар-вода от коррозионного растрескивания применена антикоррозионная наплавка толщиной 8 мм из стали 03Х15Н35Г7М6Б. Циклическая прочность коллектора с наплавкой обеспечивается на весь срок службы ПГ. Наплавка нанесена на верхнюю часть коллектора до торца фланца. Нижняя граница наплавки расположена в 40 мм от оси верхнего ряда теплообменных труб.

1. Анализ напряженного состояния узла присоединения питательной трубы к патрубку питательной воды ПГ унифицированной АЭС показал, что этот узел является высоконапряженным элементом конструкции. В связи с этим конструкция патрубка изменена с целью исключения концентратора напряжений типа щели. В настоящей конструкции питательная труба приварена к патрубку стыковым швом, что облегчило условия работы этого узла и повысило его надежность.
2. При проведении работ в обоснование сейсмостойкости ПГ был исследован вопрос о закреплении трубного пучка в ПГ, а также о закреплении ПГ в боксе.

По результатам расчетов в обоснование сейсмостойкости конструкции усилены опоры трубного пучка, введены дополнительные опоры.
Парогенератор установлен на опоры, подвешенные к перекрытию бокса при помощи четырех подвесок, предназначенных для восприятия весовых и вертикальных сейсмических нагрузок. Подвески выполнены из труб в отличие от ленточных подвесок унифицированного ПГ. Для ограничения перемещения вверх при наложении MP3 и МПА парогенератор дополнительно прикреплен к полу бокса канатными ограничителями. Для ограничения перемещения по горизонтали при динамических воздействиях парогенератор прикреплен к стенам бокса на уровне центра тяжести восемью гидроамортизаторами, рассчитанными на нагрузку 300 т.

1. С целью получения надежного сигнала для срабатывания АЗ-1 введен дополнительный уровнемер диапазона 0-4 м.
2. Для периодической проверки показаний гидростатических уровнемеров в парогенератор установлен индикатор уровня.
3. В парогенераторе также установлено смывное устройство, предназначенное для удаления на охлажденном разуплотненном ПГ шлама, осевшего в нижней части корпуса.
4. Уплотнение коллектора первого контура имеет следующее отличие от ПГВ-У213:

а)     увеличена толщина в центральной части крышки с 120 до 200 мм (оребрение исключено).
б)   в периферийной части толщина увеличена с 90 до 130 мм.
в)   рабочая часть шпильки удлинена на 30 мм (25%).
Это позволило повысить работоспособность узла уплотнения коллектора первого контура. В обоснование технического проекта реакторной установки В-318 ОКБ «Гидропресс» и по его заданиям контрагентскими организациями был выполнен необходимый комплекс расчетных и экспериментальных работ.
На основании технического проекта РУ В-318 в течение 5 лет была разработана рабочая документация для изготовления оборудования, трубопроводов и систем реакторной установки, начато изготовление.
В 1986 году была закончена разработка технической документации для получения дирекцией строящейся АЭС разрешения на эксплуатацию реакторной установки В-318 для АЭС «Хурагуа».
К 1987 году была разработана пуско-наладочная и эксплуатационная документация.
В 1992 году по решению правительства Кубы строительство АЭС «Хурагуа» было остановлено, в связи с чем работа российских специалистов на площадке АЭС была прекращена.
До января 1992 года были полностью сооружены защитная оболочка с обстройкой, здание машзала. закончено строительство и монтаж шахтного объема (закладные детали, ферма опорная, сухая защита, каналы ИК, кольцо опорное). На площадку АЭС поставлены корпус реактора, блоки трубопровода Ду500, парогенераторы (6 шт.), компенсатор давления, гидроемкости САОЗ, ГЗЗ (6шт.), ГЦН (6 шт.), трубопроводы КД и САОЗ, барботер.