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

Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320) для АЭС большой серии - 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

Основные решения проекта

Технический проект реакторной установки ВВЭР-1000 для серийных блоков АЭС (индекс В-320) разрабатывался по техническому заданию, утвержденному руководителем Минсредмаша 12.10.78 г.
Основные цели по техническому заданию:

  1. Использовать основные технические решения аналогичного оборудования 5 блока НВАЭС.
  2. Уменьшить число органов регулирования (СУЗ).
  3. Применить 3-х годичную кампанию топлива.
  4. Разработать бесчехловые кассеты.
  5. Упростить компоновку реакторной установки, исключив главные запорные задвижки.
  6. Обеспечить сейсмостойкость на 9 баллов.
  7. Применить «мокрую» перегрузку внутрикорпусных устройств реактора.
  8. Обеспечить отвод остаточных тепловыделений активной зоны при ремонте циркуляционной петли.
  9. Рассмотреть возможность повышения номинальной мощности реактора до 3200 МВт.
  10. Обеспечить работу реакторной установки в «полупиковом» режиме нагрузки электросети.

Все новые решения реакторной установки В-320, при сохранении основных теплотехнических параметров (давление и температура первого и второго контуров), при использовании серийного реактора, должны быть оптимизированы на основе опыта проектирования реакторных установок ВВЭР-1000 (В-187, В-302, В-338) с обеспечением наиболее благоприятных условий использования реакторных установок ВВЭР-1000 для серийных блоков АЭС, строящихся в СССР и за рубежом.
Технический проект реакторной установки В-320 был рассмотрен на секции № 1 НТС Минсредмаша 3 ноября 1980 года и рекомендован к утверждению со следующими характеристиками:


Тепловая мощность, МВт

3000

Давление в первом контуре, кг/см2

160

Давление в корпусе парогенератора, кг/см2

64

Расход теплоносителя в реакторе, м3

84800

Температура на выходе из реактора. °C

320

Эквивалентный диаметр активной зоны, см

316

Количество топливных кассет, шт.

163

Шаг кассет, см

23,6

Загрузка по двуокиси урана, т

80

Обогащение топлива, %

4,4

Средняя тепловая мощность на единицу объема активной зоны, кВт/л

110

Число СУЗ, шт.

61

Для первых блоков АЭС предусмотреть 2-х годичную кампанию топлива. Решение о переходе на 3-х годичную кампанию топлива принять после проведения соответствующих опытно-конструкторских и технологических работ и накопления опыта эксплуатации:
В проекте реализован ряд усовершенствований, основные из которых описаны ниже:

Исключение главных запорных задвижек Ду 850 на петлях главного циркуляционного контура.

схема размещения оборудования РУ ВВЭР-1000 (В-320)
Рис. 7.9 Принципиальная схема размещения оборудования РУ ВВЭР-1000 (В-320) и систем безопасности
1- барботер, 2 — компенсатор давления, 3 — бак запаса концентрированного раствора бора, 4 — деаэратор подпитки, 5 — спринклерный насос, 6 — бак запаса концентрированного раствора бора, 7 — насос аварийного впрыска бора, 8 — насос впрыска бора, 9 — дизель-генератор, 10 — насос аварийного расхолаживания, 11— теплообменник аварийного расхолаживания , 13 — приямок-бак аварийного запаса бора, 14 - главный циркуляционный насос, 15 — парогенератор, 16 - гидроемкость пассивной части САОЗ, 17 - спринклерная насадка, 18 - паропровод с арматурой

Основанием для исключения были следующие соображения:

  1. Для серийной установки используется оборудование, отработанное на «малой» серии, что предполагает небольшую вероятность выхода из строя парогенераторов и главных циркуляционных насосов, расположенных в отключаемой части первого контура.
  2. Серийные блоки АЭС будут работать в мошной энергосистеме, поэтому при необходимости ремонта парогенераторов или насосов блок может быть отключен без ограничений. Исключение задвижек обеспечивает следующие преимущества:
  3. Технические:
  4. оптимизация компоновки реакторной установки, сокращение длины петель ГЦК, уменьшение сопротивления первого контура;
  5. уменьшение поперечных сварных швов на ГЦК Ду 850 (на 16 шт.), повышение надежности первого контура;
  6. уменьшение циклов нагружения отдельных частей циркуляционных петель из-за срабатывания ГЗЗ (нагрев-охлаждение при отключении-подключении петли).
  7. Эксплуатационные:
  8. исключение оборудования и систем, связанных с ГЗЗ (например, дренажи, подпитка для уплотнения тарелок), система разогрева-расхолаживания петли, что упрощает эксплуатацию;
  9. исключается проблема ремонта корпусов задвижек;
  10. эксплуатационные возможности блока сохранились (возможность работы на неполном числе петель, ремонт без выгрузки зоны и т. д.).
  11. Экономические:
  12. отказ от задвижек позволяет сэкономить значительные средства.
  13. «Престижные»:
  14. на подавляющем большинстве зарубежных АЭС задвижки на петлях не устанавливают.

«Мокрая» перегрузка внутрикорпусных устройств.

Целесообразность перехода на «мокрую» перегрузку внутрикорпусных устройств реактора определена следующими преимуществами:

  1. Технические:
  2. сокращение металлоемкости за счет исключения защитного контейнера и сокращение высоты оболочки на 7 м;
  3. сокращение грузоподъемности полярного мостового крана с 400 т до 320 т;
  4. исключение ряда траверс и другого транспортного оборудования.
  5. Эксплуатационные:
  6. улучшение радиационной обстановки при перегрузке;
  7. повышение сейсмобезопасности в момент транспортировки ВКУ;
  8. возможность наблюдения за процессом перегрузки.
  9. Экономические:
  10. сокращение сроков и стоимости строительства защитной оболочки из-за уменьшения высоты на 7 м.

В проекте реакторной установки В-320 усовершенствована система перегрузки топлива, принятая в проектах В-187, В-302, В-338:

  1. Увеличены размеры бассейна перегрузки, что позволяет выдерживать отработавшее топливо в бассейне не менее 3-х лет. т. е. имеется возможность вывозить топливо на регенерацию непосредственно из реакторного помещения.
  2. Приямок бассейна, в который устанавливается тяжеловесный контейнер для вывоза отработавшего топлива, выполнен ступенчатым, что позволяет удовлетворить требования МАГАТЭ о подъеме контейнера при его транспортировке не более 9 м.
  3. Транспортно-технологическое оборудование, включая стеллажи бассейна перегрузки, выполнены в сейсмостойком исполнении.


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