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

Мероприятия по повышению безопасности АЭС с РУ ВВЭР-440 - 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

Тяжелые аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США, 1979г.) и Чернобыльской АЭС (1986г.) показали, что такие события могут возникать и на других АЭС при нарушениях в работе станций, особенно при неправильных действиях эксплуатационного персонала. Поэтому возникла необходимость повышения безопасности действующих АЭС путем снижения вероятности опасных повреждений оборудования, компенсации возможных ошибок персонала дополнительными техническими мерами, уменьшением последствий тяжелого, хотя и маловероятного развития аварии.
Масштабы модернизации каждой АЭС в отдельности зависят от инженерного обоснования достаточности существующих систем безопасности.
Модернизация АЭС с РУ ВВЭР-440 (типа В-230) стала первоочередной, т.к. системы безопасности этих АЭС не отвечали современным требованиям. Одним из важных направлений модернизации РУ ВВЭР-440 была разработка мероприятий, обеспечивающих исключение хрупкого разрушения корпуса реактора. Результаты исследований образцов-свидетелей корпусной стали (конец 80-х и начало 90-х годов), облученных в реакторах АЭС «Ловииза-1», АЭС «Райнсберг» и НВАЭС, показали, что материал корпусов и особенно сварных соединений под действием нейтронного облучения охрупчиваются значительно сильнее, чем закладывалось в проектном обосновании.
Вследствие облучения нейтронами материалы корпуса реактора охрупчиваются. Это означает, что если в исходном состоянии температура материала корпуса, при которой возможно хрупкое разрушение, отрицательна или имеет небольшое положительное значение 0-20°С, то по мере воздействия потока нейтронов эта температура повышается.
Эксплуатация корпуса должна проводиться при температуре не ниже той, при которой возможно хрупкое разрушение. Темп повышения этой так называемой критической температуры хрупкости зависит, главным образом, от исходных свойств примененного материала и флюенса нейтронов.
Принятые в проектах ВВЭР-440 материалы корпуса были проверены в экспериментальных реакторах при облучении потоком нейтронов, равным расчетному на весь срок службы 30 лет. Эти проверки показали, что темп смещения критической температуры хрупкости, характеризуемый коэффициентом радиационного охрупчивания AF, составляет для основного металла Ар=9, а для сварных швов АР=13.
Однако последующие исследования образцов-свидетелей, извлеченных из реакторов, и другие экспериментальные исследования показали заметное отличие принятых в проекте коэффициентов радиационного охрупчивания от вновь полученных их значений. Они составили для основного металла AF=7-18, а для сварных швов Af= 10-43.
Эти отличия, как оказалось, обусловлены наличием и количеством некоторых примесных элементов — меди, фосфора и других не регламентированных техническими условиями на изготовление, или регламентированных (фосфор), но по соображениям металлургического характера. По изложенным причинам вновь была рассмотрена надежность работы корпусов изготовленных и находящихся в изготовлении с учетом фактических показателей охрупчивания.
Так как в аварийных ситуациях для расхолаживания реакторов из аварийных баков подается холодная вода, также были уточнены последствия такого залива на основе накопленных за последние годы представлений о механизмах хрупких разрушений, параметрах протекания аварий, уточнений значений падающих на корпус потоков нейтронов, при новых значениях показателей охрупчивания материалов.
Чтобы разработать мероприятия, которые следует реализовать для обеспечения надежной работы корпусов реакторов в период всего срока службы, были выполнены следующие работы:

  1. анализ данных по изменению свойств материала корпуса;
  2. сопоставление методов расчета сопротивления хрупкому разрушению, принятых в проектном обосновании, с новыми методами;
  3. уточнение величины потоков нейтронов, падающих на корпус;
  4. проведение анализа температурного воздействия на корпус реактора в аварийных ситуациях;
  5. проведение анализа сопротивления корпусов реакторов хрупкому разрушению;
  6. определение мероприятий по корпусам реакторов каждой АЭС с ВВЭР-440.

Были разработаны следующие мероприятия по обеспечению проектного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440:

I. Установка кассет-экранов вместо периферийного ряда топливных кассет активной зоны

Это мероприятие позволяет уменьшить нейтронный поток на корпус реактора, что приводит к уменьшению сдвига критической температуры хрупкости. Тепловая мощность реактора с установленными кассетами-экранами в зависимости от момента кампании может составлять 90-100% от номинальной мощности реактора без кассет-экранов. Оптимизация физических и теплогидравлических расчетов с учетом фактических характеристик реакторных установок и параметров топливного цикла должна быть выполнена для каждого блока в отдельности. В качестве основного критерия необходимости установка кассет-экранов принято обеспечение хрупкой прочности корпуса в условиях нагружения его расчетным давлением 13,73 МПа (140 кгс/см2) при температуре теплоносителя 200°С (минимальная температура неконтролируемого расхолаживания за счет отбора пара на собственные нужды после срабатывания АЗ).
Сроки установки кассет-экранов определяются условием обеспечения на конец срока службы корпуса допускаемой температуры нагружения корпуса давлением 13,73 МПа менее 200°С.

2 Корректировка графиков изменения давления и температуры в режимах разогрева и расхолаживания реактора, а также величины допустимой температуры гидроиспытания в зависимости от времени эксплуатации реактора

Корректировка проводится с целью обеспечения температуры стенки корпуса реактора выше допустимой для данного давления с учетом сдвига критической температуры в процессе эксплуатации.

 3. Уменьшение температурных воздействий на цилиндрическую часть корпуса реактора в аварийных режимах

Аварийные режимы, вызванные разуплотнением I и II контуров, характеризуются автоматическим включением насосов аварийной подпитки высокого давления (АПН).
На всех рассматриваемых блоках АЭС с ВВЭР-440 подключение АПН осуществлено в «холодные» нитки главных циркуляционных трубопроводов.
Все аварийные режимы рассматриваются одновременно с полным обесточиванием блока, что приводит к остановке ГЦН. В этом случае отсутствует циркуляция воды в петлях и перемешивание подаваемой АПН «холодной» воды с водой в главных циркуляционных трубопроводах не происходит.
В опускном участке реактора происходит частичное перемешивание «холодной» воды, поступающей из циркуляционных петель, с водой в реакторе.
Учет перемешивания воды в опускном участке реактора снижает влияние «холодных языков» на напряженное состояние корпуса, однако, не гарантируют условий обеспечения сопротивления хрупкому разрушению для всех рассматриваемых корпусов реакторов.
Одним из мероприятий, направленных на уменьшение температурных воздействий на цилиндрическую часть корпуса реактора, является подогрев воды в баках аварийного запаса.
Указанный подогрев ограничивается условиями работы АПН и конструкцией баков и принят равным 55°С. На блоках АЭС с реактором В-213, имеющим пассивную систему САОЗ, должен быть одновременно обеспечен подогрев воды в гидроемкостях САОЗ до температуры не менее 55°С.
Радикальным мероприятием, исключающим образование «холодных языков» на цилиндрической части корпуса реактора, является изменение места врезки трубопроводов от АП Н из «холодной» нитки циркуляционных петель в «горячие» нитки.
В этом случае максимальное температурное воздействие на цилиндрическую часть корпуса реактора будет определяться полным перемешиванием подаваемой от АПН «холодной» воды с водой в нижней камере смешения реактора.
При течах из I контура, компенсируемых аварийной подпиткой при рабочем давлении, и при наличии принудительной или естественной циркуляции происходит полное перемешивание подаваемой АПН воды с водой I контура. В этом случае сопротивление хрупкому разрушению всех корпусов обеспечивается. Случай отсутствия циркуляции при компенсируемых течах (полное обесточиванием с отсутствием тепловыделений в активной зоне) считается маловероятным. Для обеспечения сопротивления хрупкому разрушению в этом режиме должно быть обеспечено оперативное снижение давления в I контуре до давления в парогенераторах. Для исключения глубокого расхолаживания I контура при разрыве паропроводов необходимо:

  1. установить быстродействующие клапаны на перемычке между паропроводом парогенератора и главным паровым коллектором (ГПК);
  2. ввести следующие дополнительные блокировки:
  3. по сигналам «перепад давления между ГП К и П Г более 5 кгс/см2» и снижении давления в ПГ до 35 кгс/см2» автоматически даются команды, на закрытие быстродействующего клапана на перемычке между паропроводом ПГ и главным паровым коллектором, на закрытие задвижки между обратным клапаном на линии подвода питательной воды к аварийному ПГ и коллектором питательной воды, на отключение ГЦН циркуляционной петли с аварийным ПГ;
  4. главные запорные задвижки на аварийной петле закрываются оператором после отключения ГЦН;
  5. ввести дополнительно блокировку на включение насосов аварийной подпитки по снижению давления в реакторе до 110 кгс/см2. Мероприятия для обеспечения сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов для каждого рассмотренного блока АЭС с ВВЭР-440 представлены в таблице.

Таблица

Кроме выполненных перечисленных мероприятий, существенный вклад в решение проблемы повышения уровня безопасности АЭС с ВВЭР-440 внесен реализацией на корпусах, находящихся в эксплуатации, термической обработки (отжига). В результате большого объема исследований и опытно-конструкторских работ, выполненных ОКБ «Гидропресс», ЦНИИ КМ «Прометей» и РНЦ «Курчатовский институт», была создана научная база по обоснованию температурно-временных режимов отжига по методике определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора после его отжига, изучено влияние режима отжига на степень восстановления свойств реакторной стали 15Х2МФА и металла сварного шва, установлено эмпирическое соотношение, связывающее параметры отжига и эксплуатации, включая плотность потока нейтронов.
В мае 1987г. выполнен первый опытно-штатный отжиг сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 блока №3 Нововоронежской АЭС.
Предложенный режим отжига реализован для восстановления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 на АЭС Нововоронежской (блок №3 — дважды, блок №4), Кольской (блоки №1, 2), Армянской (блок №1), «Козлодуй» (блоки №1, 2, 3), «Норд» (блоки №1, 2, 3), «Богунице В-1» (блок №1), «Ловииза» (блок №1).
Реализация отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 (тип В-230) совместно с другими мероприятиями по повышению безопасности позволяет обеспечить надежную и безопасную эксплуатацию реакторов.



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