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

Сравнение реакторной установки ВВЭР-1000 (В-187) с зарубежными аналогами - 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

По результатам разработки проекта реакторной установки ВВЭР- 1000 (В-187), был проведен сравнительный анализ, в результате которого отмечено, что РУ В-187 имеет ряд характеристик, которые ставят его на более высокую ступень по сравнению в ВВЭР-440 и позволяют сравнить с современными зарубежными водо-водяными реакторными установками.
Результаты сравнения показывают, что общие параметры теплоносителя первого контура реакторной установки ВВЭР-1000 и аналогичных зарубежных установок близки, имеющиеся незначительные (1-2%) отличия по параметрам первого контура (давление, температура) объясняются тем, что для ВВЭР-1000 принята базовая турбина, разработанная для АЭС с реактором РБМК на давление пара 60 кг/см2, в то время как на зарубежных АЭС с PWR применяются турбины с давлением пара 50-70 кг/см2 в зависимости от пожелания фирмы заказчика.
По величинам расхода теплоносителя первого контура, подогрева на активной зоне, температуры на входе и выходе из реактора, среднего теплового потока на поверхности тепловыделяющих элементов, по способу регулирования, характеристикам внутриреакторного контроля реакторная установка ВВЭР-1000 не отличается от аналогичных зарубежных установок, вводимых в конце 70-х годов. Максимальная мощность, реализуемая в зарубежных реакторах PWR (до 1300 МВт эл.), превышает мощность реактора ВВЭР-1000 (1000 МВт эл.), что определяется только размерами корпуса реактора, но не связано с достигнутым уровнем технологии. Показатели активной зоны ВВЭР-1000 позволяют создать реактор большей мощности за счет простого увеличения диаметра корпуса. Однако изготовление больших корпусов на заводах сдерживалось возможностями их транспортировки водными путями и автодорогами.
Увеличенные размеры корпусов зарубежных PWR позволяют разместить больше урана в активной зоне и открывают возможность некоторого улучшения экономичности топливного цикла реактора (получение того же выгорания топлива при меньшем обогащении урана), но это улучшение чисто количественное, связанное с размерами корпуса и не является результатом каких-либо технологических или физических достижений, связанных с топливным циклом.
Основные конструктивные решения PWR имеют следующие отличия от реактора ВВЭР-1000:

  1. корпуса PWR с однорядным расположением патрубков и имеют, как правило, вварные патрубки с достаточно большим вылетом, обеспечивающим удобства при приварке трубопроводов на монтаже и при необходимости термообработку;
  2. опора корпуса у большинства PWR расположена по оси патрубков, что исключает опрокидывающий момент при разрыве трубопроводов (для однорядного расположения патрубков);
  3. габаритные размеры корпусов PWR не позволяют производить их транспортировку железнодорожным транспортом и ограничивают возможность перевозки автомобильным транспортом;
  4. днища и крышки PWR, как правило, сферической формы;
  5. топливные сборки большинства PWR не имеют чехлов, что позволяет улучшить неравномерность распределения нейтронного потока в активной зоне;
  6. дистанционирующие решетки имеют перемешивающие элементы, улучшающие теплообмен в активной зоне;
  7. топливные сборки имеют меньшую относительную длину за счет укороченных концевых деталей;
  8. количество регулирующих стержней в топливной сборке в 1.5-2 раза больше, что позволяет сократить число приводов СУЗ в реакторе.

Особенности реактора ВВЭР-1000 заключаются, в основном, в следующем:

  1. корпус с двухрядным расположением патрубков, выполненных штамповкой за одно целое с обечайкой, имеющих малый вылет, что обеспечивает условия транспортировки по железным дорогам. При двухрядном расположении патрубков корпус ВВЭР-1000 не уступает PWR по удельной затрате металла на единицу мощности;
  2. разделение входного и выходного потоков теплоносителя осуществляется сплошной кольцевой перегородкой, что исключает «горячие пятна» в зонах концентрации напряжений у патрубков и улучшает условия работы внутрикорпусных устройств при аварийном разрыве главного циркуляционного трубопровода;
  3. внутрикорпусные устройства имеют более оптимальную гидравлическую форму, в частности, профилированное днище, что обеспечивает снижение гидравлических нагрузок;
  4. активная зона набирается из кассет шестигранной формы, так как применяется треугольная разбивка ячеек зоны, что позволяет более полно использовать пространство активной зоны и этим обеспечить экономию размеров корпуса по диаметру;
  5. тепловыделяющие элементы применяются диаметром 9,1 мм с шагом решетки 12,75 мм против 10,7 мм и соответственно
  6. мм в PWR, что обеспечивает получение относительно большей поверхности теплосъема и позволяет получить ту же мощность при меньшей загрузке топлива без увеличения удельной тепловой нагрузки на единицу поверхности твэл и сохранить запас до плавления топлива.

Это обстоятельство позволило поднять удельную нагрузку единицы объема активной зоны до 110 кВт/л, что выше, чем у PWR.
Сравнение основных характеристик реактора ВВЭР-1000 с зарубежными реакторами PWR примерно одинаковой мощности, строящимися в период разработки В-187, показывает, что реакторная установка ВВЭР-1000 в целом по своим физическим, теплотехническим параметрам, по конструктивному исполнению и надежности соответствует современным реакторным установкам PWR ведущих зарубежных фирм.
Учет более совершенных зарубежных решений, а также дальнейшая оптимизация решений реактора ВВЭР-1000 осуществлялась при разработке проекта серийной реакторной установки ВВЭР- 1000 (В-320).



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