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

Расчетное обоснование проекта РУ В-187 - 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

Расчетное обоснование технического проекта реакторной установки В-187 проводилось на основе разработанных методик расчетов реакторных установок ВВЭР-440 (В-230, В-213), с дальнейшим их развитием и с учетом конструктивных и схемных особенностей оборудования и компоновки РУ В-187, ее параметров и условий ее эксплуатации. Общий объем расчетного обоснования, номенклатура расчетов техпроекта РУ В-187 значительно увеличены по сравнению с техпроектом В-213, т. к. в техпроекте В-187 рассматривается полностью комплектная реакторная установка.
Учитывая вышесказанное, ниже приводятся лишь основные результаты расчетного обоснования технического проекта РУ В-187.

Результаты расчетов нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора.

 Компоновка активной зоны выбрана, исходя из следующих требований:

  1. реактор эксплуатируется с использованием режима частичных перегрузок топлива за кампанию;
  2. длительность работы реактора между перегрузками 7000 ч;
  3. перегрузка топлива производится один раз в год;
  4. коэффициенты неравномерности энерговыделения в объеме активной зоны не превышают проектных величин;
  5. глубина выгорания топлива в твэлах соответствует заданным проектным величинам.

Для первых загрузок активной зоны реактора ВВЭР-1000 5 блока НВАЭС использовался режим с продолжительностью кампании 2 года, при котором средняя глубина выгорания топлива составит 27000 М Вт.сут/т урана. После экспериментального подтверждения работоспособности твэл при глубине выгорания до 40.000 МВт.сут/т урана реактор В-1000 был переведен на режим трехгодовой кампании топлива.
Возможность реализации обоих режимов подтверждена результатами физического расчета, выполненного ИАЭ им. Курчатова с
участием ОКБ «Гидропресс». Расчеты проводились по специальным программам (»РОР», «БИПР», «Шестигранник»).

Результаты теплогидравлических расчетов охлаждения активной зоны в стационарном режиме.

В качестве критериев теплотехнической надежности активной зоны принято:

  1. отсутствие кризиса теплообмена на поверхности твэл;
  2. отсутствие плавления топлива в твэл;
  3. не превышение допустимой величины температуры наружной поверхности оболочек твэл по условиям коррозионной стойкости оболочек.

Расчеты проведены как при номинальных параметрах, так и при наихудшей комбинации основных параметров (мощности, давления, температуры и расхода теплоносителя) в пределах их возможных отклонений, обусловленных работой систем регулирования и точностью измерения параметров, а именно:

  1. точность определения тепловой мощности реактора ±5%;
  2. допускаемое отклонение мощности от номинала ±2%;
  3. возможное отклонение тепловой мощности от номинала +7%;
  4. возможное отклонение давления в первом контуре ±3%;
  5. возможное отклонение давления во втором контуре ±2%;
  6. возможное отклонение расходов теплоносителя по петлям (при отклонении частоты в эл. сети на ±0,5 Гц) ±1%.

Теплогидравлические характеристики рассчитывались с помощью компьютерных программ, при этом использовались результаты экспериментальных работ по проливу соответствующих моделей, а также результаты исследований на действующих реакторных установках ВВЭР.
Результаты теплогидравлических расчетов подтвердили обеспечение всех критериев надежности охлаждения твэл активной зоны как в режимах работы на всех 4-х петлях, так и в частичных режимах работы реакторной установки на 3-х и 2-х петлях. Мощность, снимаемая естественной циркуляцией теплоносителя при проектных давлениях в первом и во втором контурах, составляет 10%, 7,5%, 5% и 3% при работе на 4-х, 3 — х, 2-х и 1-й петлях соответственно.

Результаты теплогидравлических расчетов охлаждения активной зоны реактора в переходных и аварийных режимах.

В проекте рассмотрены наиболее опасные с точки зрения охлаждения активной зоны аварии — обесточивание всех ГЦН на номинальной мощности, аварии с потерей расхода теплоносителя при обесточивании одного, двух, трех ГЦН и заклинивании одного ГЦН, а также режимы, связанные с рассогласованием нагрузки турбогенераторов и мощности реактора.
При этом учитывались наиболее существенные факторы, влияющие на запас до кризиса теплоотдачи на твэлах:

  1. закон изменения во времени расхода теплоносителя через активную зону;
  2. закон изменения тепловой мощности активной зоны;
  3. коэффициенты неравномерности тепловыделений и подогрев по топливным кассетам;
  4. температура теплоносителя на входе в активную зону;
  5. степень перераспределения расхода по отдельным кассетам.

Результаты теплогидравлических расчетов показывают, что при авариях с потерей расхода теплоносителя через активную зону обеспечивается надежное охлаждение активной зоны при всех рассмотренных режимах, а при заклинивании одного ГЦН температура оболочки твэл не превышает температуры плавления материала оболочки.
В режимах, связанных с рассогласованием нагрузки трубогенераторов и мощности реактора, происходящих из-за закрытия стопорных клапанов турбогенераторов и скачкообразного изменения нагрузки блока, давление в первом и втором контурах не превышает давления срабатывания предохранительных клапанов компенсатора давления и парогенераторов и обеспечивается надежное охлаждение активной зоны.
Проведены также расчеты аварий с разуплотнением первого контура, включая мгновенный разрыв главного циркуляционного трубопровода Ду 850. Расчетный анализ аварии с разуплотнением первого контура выполнен на математических моделях, принципы построения которых были аналогичными расчетам по техническому проекту реакторной установки В-213. Результаты расчетов показывают, что максимальная температура оболочки твэл при аварии не превышает температуру плавления оболочки твэл, а максимальная температура топлива не превышает температуры его плавления.

Расчеты биологической защиты и радиационной обстановки вблизи оборудования.

Выполнены расчеты биологической защиты, определения уровней излучения в приреакторных помещениях при работе реактора на мощности, а также расчеты радиационной обстановки при транспортно-технологических операциях с внутрикорпусными устройствами и топливом.

Результаты расчетов показали:

  1. Уровни излучений в приреакгорных полуобслуживаемых помещениях (кабельный коридор, помещение приводов ГЦН и т.д.) находятся в допустимых пределах даже при активности воды первого контура 0,1 Кю/л. Недоступным без специальных защитных устройств является участок корпуса, находящийся против активной зоны (максимальная доза 200 Р/ч).
  2. Для осмотра внутренней поверхности корпуса необходимо иметь средства дистанционного контроля или защитный контейнер.
  3. При осмотре на шахте ревизии наплавки на внутренней поверхности крышки реактора, мест приварки патрубков мощность дозы составляет 300-1000 мР/ч, уплотнительной поверхности крышки при наличии опорного цилиндра 20 мР/ч, что допускает ограниченное пребывание обслуживающего персонала.
  4. Мощность дозы у парогенератора через 1 ч после остановки реактора на расстоянии 0,5 м от него составляет 10 мР/ч при заполненном по второму контуру парогенераторе и 30 мР/ч при осушенном парогенераторе. Мощность дозы нац трубчаткой при уровне воды в парогенераторе 150 мм над верхним рядом составляет 1 Р/ч.
  5. Мощность дозы у поверхности компенсатора объема составляет 5-70 мР/ч, при осмотре внутренней поверхности 80-400 мР/ч.
  6. При транспортировке в защитном контейнере шахты реактора мощность дозы сбоку от контейнера на расстоянии 3 м составляет 3 мР/ч, при транспортировке блока защитных труб — ниже допустимой нормы.

Результаты расчетов прочности оборудования и трубопроводов.

Прочность элементов основного оборудования реакторной установки (реактора, парогенератора, компенсатора объема, емкости САОЗ) и трубопроводов первого контура проверялась в стационарных, переходных и аварийных режимах.
Особое внимание уделялось циклической прочности оборудования, в первую очередь, элементов корпуса реактора. Режимы нагружения по характеру циклического воздействия приводились к двум основным видам:

  1. основной рабочий цикл, характеризующийся разогревом теплоносителя с подъемом давления до величины рабочего, выходом на номинальный режим, работой на номинальном режиме и последующим расхолаживанием установки, общее число таких циклов 300;
  2. регулировочные и переходные циклы, характеризующиеся изменениями температуры и давления на небольшую величину (t=0-3°C, Р = 10 кг/см2) при числе циклов приблизительно 5.106. Результаты расчета циклической прочности корпуса реактора:
  3. коэффициент накопления повреждений в районе около отверстий зоны патрубков — 0,3704
  4. в резьбе шпилек М 170x6 -0,355, в антикоррозионной наплавке — 0,281.

Результаты расчетов показали, что прочность оборудования и трубопроводов реакторной установки В-187 обеспечивается во всех проектных режимах, включая и аварийные.

Экспериментальное обоснование проекта.

В обоснование решений технического проекта РУ В-187 был проведен большой комплекс экспериментально-исследовательских и опытно-технологических работ в ОКБ «Гидропресс» и в смежных организациях.
Экспериментально-исследовательские работы проводились по широкой номенклатуре, охватывающей проблемы безопасности, кризиса теплообмена, гидродинамики, прочности, вибропрочности, уплотняющей способности разъемных соединений оборудования и т.д.
Большая номенклатура работ объясняется появлением в проекте ВВЭР-1000 в отличие от проектов ВВЭР-440 новых решений в оборудовании как по конструкции, так и режимам работы.
Большой объем опытно-технологических работ связан с разработкой новых конструкционных материалов для всего оборудования первого контура ВВЭР-1000, с отработкой технологии изготовления, в частности, кассет активной зоны реактора.
Часть экспериментальных работ по В-1000 проводилась в развитие исследований, проводимых для реакторных установок ВВЭР-440, например, по вопросам кризиса теплообмена, безопасности и т.д.
В обоснование технического проекта В-187 экспериментальноисследовательскими подразделениями ОКБ «Гидропресс» было выполнено 55 работ, в том числе: 16 — по прочности; 15 - по гидравлике; 6 — по безопасности; 8 — по теплотехнике.
Были созданы новые стенды, из которых особенно выделяются 4-х петлевой гидродинамический стенд для исследования модели всей реакторной установки в масштабе 1:5. стенды для прочностных исследований натурных кассет ВВЭР-1000 на статические и динамические нагружения, однокассетный стенд горячей обкатки кассет и приводов СУЗ и т.д.
В смежных организациях и предприятиях по заданиям ОКБ «Гидропресс» в обоснование проекта ВВЭР-1000 было проведено много экспериментальных научно-исследовательских и опытно-технологических работ, из которых необходимо отметить следующие работы:

  1. Исследование напряженного состояния и уплотнительной способности главного разъема корпуса реактора на натурном стенде Ижорского завода.
  2. Исследование прочности крепежных элементов (шпилек М170, гаек, шайб) главного разъема корпуса реактора на стенде ЦКТИ.
  3. Опытно-технологические работы по чехловым кассетам ВВЭР-1000 на Электростальном машиностроительном заводе.
  4. Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по твэлам во ВНИИНМ.
  5. Отработка конструкции и ресурсные испытания, включая МВИ, главного циркуляционного насоса ГЦН-195 в ЦКБМ.
  6. Опытно-технологические работы по созданию новых конструкционных материалов, сварочных материалов, по отработке сварки для основного оборудования в ЦНИИ КМ «Прометей», ЦНИИТМАШ, на Ижорском заводе.
  7. Опытно-технологические работы по отработке технологии изготовления парогенератора на Подольском заводе им. С. Орджоникидзе.

Проведенные экспериментальные и опытно-технологические работы обеспечили решение многих технологических вопросов по реакторной установке В-187, позволили создать, изготовить и поставить оборудование на монтажную площадку и подготовить 5 блок НВАЭС к пусковым работам.



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