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

Системы нормальной эксплуатации, управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000 - 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

Системы нормальной эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000

К системам нормальной эксплуатации реакторной установки ВВЭР относятся системы и оборудование, предназначенные для осуществления технологических процессов нормальной эксплуатации, т. е. разогрева, выхода на мощность, работы на мощности, останова, расхолаживания и перегрузки топлива.
Ниже приводится описание систем нормальной эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320), характерных для всех типов ВВЭР.
Системы нормальной эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 имеют следующий состав:

  1. главный циркуляционный контур, включающий реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы;
  2. система компенсации давления;
  3. система управления и защиты;
  4. система контроля, управления и диагностики;
  5. система радиационной защиты;
  6. система контроля герметичности оболочек твэл;
  7. система диагностики;
  8. биологическая защита.

Описание оборудования главного циркуляционного контура (ГЦК) представлено  выше. Здесь представлена дополнительная информация.
Реактор соответствует требованиям основной нормативно-технической документации Госатомнадзора РФ, относится к устройствам нормальной эксплуатации в соответствии с классификацией систем по категориям безопасности, и к оборудованию первой категории сейсмостойкости, то есть при землетрясении, интенсивностью меньшей или равной проектному землетрясению, обеспечивается нормальное функционирование реактора без остановки; при землетрясении, интенсивностью больше проектного землетрясения до максимального включительно, обеспечивается безопасная остановка и расхолаживание реактора.
В режимах нормальных условий эксплуатации, при нарушении нормальных условий эксплуатации и при полной потере источников электропитания реактор обеспечивает не превышение проектных критериев повреждения твэлов.
В качестве максимальной проектной аварии (МПА) в проекте принят мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода Ду 850 с двусторонним истечением теплоносителя, в сочетании с режимом максимального расчетного землетрясения и полного обесточивания АЭС. Конструктивные решения оборудования и систем обеспечивают после МПА возможность выгрузки активной зоны.
Реактор обеспечивает работу энергоблока без срабатывания аварийной зашиты при обесточивании всех главных циркуляционных насосов на время не более 1,4 с.
Реактор оснащен устройствами внутриреакторного контроля за температурой на выходе из ТВС и распределения энерговыделения по объему активной зоны, а также контроля в процессе эксплуатации ряда других технологических параметров (давления, перепада давления на активной зоне и др.).

Система управления и защиты

Система управления и защиты (СУЗ) реактора служит для управления реактором при его пуске, работе на мощности, плановой или аварийной остановке реактора. СУЗ относится к управляющим системам безопасности.
В состав системы управления и защиты входят: исполнительные механизмы и датчики технологических параметров; аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП); аппаратура контроля и формирования сигналов защиты по технологическим параметрам (АЗТП); аппаратура логической обработки сигналов (АЛОС); аппаратура отображения и протоколирования информации (АОП); аппаратура коррекции показаний (АКП-НП); устройство разгрузки и ограничения мощности (РОМ); комплекс устройств электрической части СУЗ.
Предусмотрено два полностью независимых между собой комплекта аппаратуры СУЗ, каждый из которых выполняет функции аварийной и предупредительной защиты и состоит из аппаратуры контроля нейтронного потока, датчиков технологических параметров, аппаратуры защиты по технологическим параметрам, аппаратуры логической обработки сигналов, аппаратуры формирования команд аварийной и предупредительной защиты и устройства РОМ.
Для целей регулирования мощности реактора (УВК СУЗ) предусмотрен отдельный комплект АКНП, что обеспечивает полную независимость защитных функций системы СУЗ от регулирования.
Каждый комплект аппаратуры СУЗ и УВК СУЗ выполнен трехканальным для обеспечения надежного выполнения функций и обеспечен своим комплектом датчиков.

Система контроля, управления и диагностики

Система контроля, управления и диагностики (СКУД) служит для получения и представления оператору информации:

  1. об относительном распределении потока тепловых нейтронов по объему активной зоны;
  2. об относительном распределении температуры над активной зоной;
  3. о температуре в контролируемых точках на трубопроводах и оборудовании первого контура;
  4. о тепловой мощности реакторной установки;
  5. о состоянии технологического оборудования первого контура.

СКУД выполняет также управляющие функции:

  1. выдачи сигналов предупредительной защиты реактора;
  2. выдачи команд в СУЗ для выравнивания поля энерговыделения.

СКУД состоит из следующих основных частей:

  1. датчиков первичной информации;
  2. линий связи и вспомогательных устройств;
  3. информационно-измерительной и управляющей аппаратуры, математического обеспечения.

В состав датчиков первичной информации входят:

  1. каналы нейтронные измерительные, содержащие ДПЗ, и датчики температуры на входе и выходе ТВС;
  2. датчики температуры в общем объеме на выходе из активной зоны;
  3. датчики температуры в холодных и горячих нитках ГЦК.

Сигналы общестанционных датчиков после устройства размножения вводятся в СКУД,

Система радиационной защиты предназначена для снижения и поддержания уровней излучений у оборудования реакторной установки и в помещениях, примыкающих к нему, в пределах значений, определенных проектом, а также для принятия организационно-технических мер, направленных на предотвращение переоблучения персонала.
В целом система радиационной защиты представляет собой набор защитных барьеров на пути распространения радиоактивности и излучений.
Система радиационной защиты полностью состоит из пассивных элементов и управления не требует.
Система контроля герметичности оболочек твэл служит для периодического контроля осколочной активности теплоносителя на работающем реакторе путем анализа его проб по отдельным реперным продуктам деления — радионуклидам йода — (131... 135), цезия — (134, 137), а также контроля тепловыделяющих сборок на остановленном реакторе путем анализа проб теплоносителя, отобранных от· контролируемых ТВС, по удельной активности этих радионуклидов, цезия. Для контроля ТВС после остановки реактора используется пробоотборная часть системы обнаружения дефектных сборок (СОДС).
Периодический контроль на работающем реакторе необходим для общей оценки состояния оболочек твэл в активной зоне и прогнозирования этого состояния. Индивидуальный контроль на остановленном реакторе предназначен для получения данных по отбраковке ТВС, т.е. решения вопроса о возможности продолжения эксплуатации контролируемой ТВС в последующую кампанию.
Аппаратура, применяемая для периодического контроля общего состояния герметичности оболочек твэлов на работающем реакторе и для контроля ТВС на остановленном реакторе, одна и та же. Она размещается в радиохимической лаборатории и функционально не связана с пробоотборной частью СОДС.
Системы диагностики реакторной установки
Диагностика осуществляется на остановленном реакторе (контроль металла оборудования РУ) и на работающем реакторе.
Системы диагностики на остановленном реакторе предназначены для выявления признаков повреждения в материале (объемных и плоских дефектов), контроля сварных соединений, поверхности теплообменных труб парогенераторов.
Системы диагностики на работающем реакторе предназначены для обнаружения аномалий в работе оборудования с использованием данных измерения вибраций оборудования, шумовой составляющей сигналов датчиков нейтронно-физических и технологических параметров, акустических шумов, влажности, радиационно-технологического контроля и телевизионного контроля и телевизионного контроля.
Система режимной диагностики обеспечивает обнаружение выхода параметров, определяющих безопасность эксплуатации РУ, за допустимые пределы, а также контроль остаточного ресурса.

Биологическая защита шахты реактора.

Реактор устанавливается в бетонной шахте (см.рис.7.10), которая является одновременно биологической защитой и опорной конструкцией. Назначение отдельных элементов биологической защиты следующее:

  1. снижение потоков излучения из реактора в зоне патрубков до уровней, обеспечивающих доступность зоны патрубков для осмотров и ремонта при остановленном реакторе;
  2. снижение до допустимых значений потоков нейтронов и гамма-излучений в радиальном направлении;
  3. тепловая изоляция верхнего блока с серпентинитовой засыпкой нижней части, устанавливаемая на сильфон разделительный, закрывает главный разъем, крышку и детали главного уплотнения и обеспечивает необходимую биозащиту;
  4. уменьшение потоков нейтронов в зоне патрубков реактора;
  5. уменьшение потоков нейтронов в районе площадки обслуживания верхнего блока.


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