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

Оценка основных технических решений РУ ВВЭР-Ф40 - 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

Проекты реакторных установок всех модификаций ВВЭР-440 (В-213) имеют много технических решений по основному оборудованию, системам, их компоновке, создающих объективные условия обеспечения безопасности, определяющими из которых являются следующие:

  1. относительно небольшой объем активной зоны обеспечивает исключение (уменьшение до минимума) ксеноновых колебаний и других явлений, приводящих к произвольным опасным изменениям мощности активной зоны;
  2. относительно низкое энерговыделение топлива значительно повышает запас до кризиса теплообмена;
  3. низкая средняя температура топлива создает условия лучшего удержания газообразных продуктов деления в переходных режимах и при разгерметизации оболочки твэла;
  4. большой объем охлаждающей воды в первом контуре, а также во втором контуре (в парогенераторах) создает условия малой чувствительности к переходным и аварийным ситуациям (полное обесточивание, заклинивание ГЦН, потеря питательной воды и др.);
  5. наличие шести циркуляционных петель смягчает переходные процессы на реакторной установке, например, при отключении ГЦН;
  6. отвод остаточных тепловыделений активной зоны осуществляется через парогенераторы естественной циркуляцией, что не требует специальных систем.

Указанные качества подтверждаются результатами эксплуатации АЭС с ВВЭР-440.
Например, внутренне присущие ВВЭР-440 запасы по безопасности подтвердили свою реальную эффективность в условиях аварийной ситуации на Кольской АЭС зимой 1992г., когда из-за сильного шторма вышли из строя внешние источники электропитания на всех четырех блоках, дизель-генераторы были выведены из строя вскоре после запуска; потребовалось почти два часа для восстановления внешнего источника питания. В течение всего этого времени в условиях полного обесточивания проблем с охлаждением реактора не было.
Опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР-440 выявил ряд вопросов, которые необходимо решать для обеспечения надежной и безопасной работы. На основании анализа проектных решений с позиций современных требований по безопасности, начиная с 80-х годов, проводились работы по усовершенствованию реакторных установок ВВЭР-440.
Основные направления усовершенствования ВВЭР-440:

  1. Проблема обеспечения ресурса корпуса реактора с позиций хрупкой прочности.
  2. Мероприятия по обеспечению надежности подачи питательной воды в парогенераторах, по снижению риска возникновения протечки теплоносителя из первого контура во второй.
  3. Совершенствование АСУ ТП энергоблока, включая обеспечение надежности работы КИП и А в аварийных ситуациях.

В конце 90-х годов начаты работы по обоснованию возможности продления срока службы энергоблоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-440 первого поколения (В-179 на 3, 4 блоках НВАЭС, В-230 на 1, 2 блоках Кольской АЭС). Получены обнадеживающие результаты, позволяющие продлить срок службы до 45 и более лет (при проектном сроке 30 лет).



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