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

Системы безопасности 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 безопасности реакторной установки ВВЭР-1000 (см.рис.7.9)
К системам безопасности относятся системы и оборудование, предназначенные для предупреждения аварий и ограничения их последствий.
Системы безопасности, входящие в реакторную установку ВВЭР-1000, включают:

  1. пассивную часть системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ);
  2. систему аварийного охлаждения активной зоны высокого давления;
  3. систему аварийного охлаждения активной зоны низкого давления;
  4. систему защиты первого контура от превышения давления;
  5. систему защиты второго контура от превышения давления;
  6. систему аварийного газоудаления;
  7. систему аварийной подачи питательной воды.

Пассивная часть САОЗ предназначена для быстрой подачи раствора борной кислоты в реактор для охлаждения активной зоны и ее залива в авариях с потерей теплоносителя, когда давление в 1 контуре падает ниже 5,9 МПа.
Основными компонентами пассивной части САОЗ являются гидроемкости, трубопроводы и арматура. Гидроемкость имеет полный объем 60 м3, из которых 50 м3 занимает раствор борной кислоты концентрацией 16 г/кг, а 10 м3 — азотная подушка под давлением 5,9 МПа. Каждая гидроемкость соединена с реактором отдельным трубопроводом. Две гидроемкости соединены с входной камерой, а две другие с выходной камерой реактора. Во время нормальной эксплуатации реакторной установки каждая гидроемкость отключена от реактора двумя последовательно расположенными обратными клапанами Ду 300. Когда давление в реакторе падает ниже давления в гидроемкости, обратные клапаны под воздействием обратного перепада давления открываются и борированная вода из гидроемкости поступает в реактор. Кроме обратных клапанов на каждом трубопроводе установлены по две быстродействующих запорных задвижек Ду 300, которые обеспечивают отсечение гидроемкости от реактора с целью исключения попадания азота в реактор при опорожнении гидроемкости во время аварии. В процессе нормальной эксплуатации обе задвижки открыты. Эти задвижки необходимы также для отключения гидроемкости при плановом снижении давления в 1 контуре и при неисправности обратных клапанов Ду 300, установленных на трубопроводе между гидроемкостью и реактором. Быстродействующие задвижки Ду 300 запитаны от источников надежного электропитания, управляются дистанционно с БЩУ, РЩУ и автоматически по блокировкам.
Пассивная часть САОЗ оснащена системами контроля и управления.

Система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления предназначена для подачи в 1 контур высококонцентрированного раствора борной кислоты в аварийных ситуациях.
При нормальной эксплуатации все три канала системы поддерживаются в состоянии готовности к работе. В случаях нарушения нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах система включается в работу по линии рециркуляции и, при необходимости переключается на подачу в 1 контур раствора борной кислоты. Критерием выполнения возложенных на систему функций является недопущение неконтролируемого увеличения мощности реактора и надежное охлаждение активной зоны реактора.
Система включает в себя баки аварийного запаса концентрированного раствора бора внутри и вне защитной оболочки, бак- приямок герметичной части защитной оболочки, насос аварийного впрыска бора, насос подачи бора высокого давления, трубопроводы и арматуру (см.рис.7.9). Все три канала системы подключаются к «холодным» ниткам главных циркуляционных петель. На напорной стороне насоса аварийного впрыска бора установлена оперативная арматура и обратные клапаны. Насос имеет линию рециркуляции, обеспечивающую опробование насоса и его работу в режиме обесточивания и в аварийных ситуациях без подачи насосом борного раствора в 1 контур. Последовательно установленные два обратных клапана и задвижка (нормально закрыта) с дренажом между задвижкой и клапаном обеспечивают надежное отключение высокого давления от низкого. На напорной линии насоса, кроме указанной арматуры, установлена дроссельная шайба, обеспечивающая работу насоса в рабочей части характеристики в случае атмосферного противодавления в 1 контуре. Баки аварийного запаса концентрированного раствора бора для насосов аварийного впрыска бора находятся под гермооболочкой.
Управление и контроль САОЗ высокого давления выполнены в трех каналах системы безопасности с территориальным, электрическим и информационным разделением каналов.
При нормальной эксплуатации АЭС система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления не функционирует и находится в режиме готовности. Система включается автоматически в аварийных ситуациях, связанных с непредусмотренным разуплотнением трубопроводов и оборудования I и II контуров, или в случае обесточивания блока.
Контроль технологических параметров и обеспечения управления оборудованием САОЗ высокого давления осуществляется автоматизированной системой управления технологическими процессами (АСУ ТП).

Система аварийного охлаждения активной зоны низкого давления предназначена для:

  1. аварийного расхолаживания активной зоны реактора и последующего длительного отвода остаточных тепловыделений от активной зоны при авариях, связанных с разуплотнением 1 контура, включая разрыв главного циркуляционного трубопровода Ду 850;
  2. планового расхолаживания I контура во время останова реакторной установки и отвода остаточных тепловыделений активной зоны при проведении перегрузки топлива;
  3. отвода остаточных тепловыделений активной зоны при проведении ремонтных работ на оборудовании 1 контура и системах безопасности, связанных с необходимостью снижения уровня теплоносителя в реакторе ниже отметки главного разъема реактора до оси «холодных» патрубков реактора.

Система совмещает функции устройства нормальной эксплуатации и защитного устройства. Как защитная система безопасности САОЗ низкого давления обеспечивает отвод тепла от активной зоны при разгерметизации главного циркуляционного контура, а как устройство нормальной эксплуатации — отвод тепла от активной зоны в режиме планового расхолаживания.
САОЗ низкого давления состоит из трех независимых каналов аварийною охлаждения активной зоны, каждый из которых способен выполнить предъявленные к системе требования.
Управление и контроль САОЗ низкого давления выполнены идентично технологической части проекта в трехканальном исполнении с территориальным, электрическим и информационным разделением каналов.

Система защиты 1 контура от превышения давления предназначена для зашиты оборудования и трубопроводов реакторной установки от превышения установленного давления в 1 контуре. Структурно система состоит из трех независимых импульсно-предохранительных устройств (ИПУ), установленных параллельно на трубопроводе сброса пара из компенсатора давления в барботер (см. рис. 7.19).
В качестве проектного режима, обосновывающего пропускную способность ИПУ, принят режим мгновенного сброса нагрузки турбогенератором от номинального уровня мощности реактора до уровня собственных нужд без его прямого останова, отказ систем сброса пара из парогенераторов и несрабатывание впрыска теплоносителя в компенсатор давления.
Для зашиты И контура от превышения давления на паропроводах свежего пара установлены паросбросные устройства (в конденсатор турбины БРУ-К, в атмосферу БРУ-А) и предохранительные клапаны. На паропроводе каждого парогенератора установлено одно БРУ-А и два предохранительных клапана, защищающих парогенератор и паропроводы от чрезмерного повышения давления в некоторых аварийных режимах и в режимах, связанных с непредусмотренным снижением нагрузки турбогенератора. Суммарная пропускная способность предохранительных клапанов, установленных на паропроводе парогенератора, превышает максимальную производительность парогенератора и обеспечивает защиту II контура при неработающих по каким-либо причинам БРУ-К и БРУ-А.
БРУ-А также установлено на паропроводе парогенератора и должно исключить срабатывание предохранительных клапанов, так как уставка на открытие БРУ-А ниже давления срабатывания предохранительных клапанов и равна 7,15 МПа. Однако быстродействие БРУ-А составляет 15 с, что не исключает срабатывания предохранительного клапана в режимах с мгновенным повышением давления в парогенераторе. Основное назначение БРУ-А состоит в обеспечении отвода остаточного тепловыделения активной зоны реактора и расхолаживания реакторной установки за счет сброса пара из парогенератора при обесточивании энергоблока, когда давление в 1 контуре выше давления, при котором возможна работа системы аварийного расхолаживания активной зоны низкого давления. Кроме того, БРУ-А позволяет удержать реактор на мощности за счет сброса излишков пара в атмосферу в режимах скачкообразного уменьшения нагрузки турбогенератора с одновременным отказом БРУ-К.
БРУ-К установлены на главном паровом коллекторе и служат для сброса пара в конденсатор турбины при закрытии стопорных клапанов турбины или резком снижении нагрузки турбогенератора. БРУ-К также используются при расхолаживании реакторной установки за счет отвода пара из парогенераторов в конденсатор турбины. При пуске блока через БРУ-К также сбрасывается пар в количестве, необходимом для пуска турбины.
На паропроводе каждого парогенератора после БРУ-А и предохранительных клапанов по ходу пара установлено по одному быстрозапорному отсечному клапану (БЗОК) и обратному клапану. БЗОК предназначен для исключения истечения пара из парогенератора при аварийном разрыве паропровода после БЗОК.
Обратный клапан предназначен для отключения истечения пара из неаварийных парогенераторов при аварии разрыва паропровода на участке от парового коллектора парогенератора до БЗОК или до обратного клапана. Обратный клапан является пассивным устройством и закрывается за счет обратного перепада давления в нем.
Система аварийного газоудаления предназначена для удаления парогазовой смеси из 1 контура (реактора, компенсатора давления, коллекторов парогенераторов) в барботер при аварийной ситуации, связанной с оголением активной зоны реактора и возникновением пароциркониевой реакции.

Система аварийного газоудаления состоит из трубопроводов с арматурой, связывающих основное оборудование и барботер:

  1. трубопроводов сброса из компенсатора давления;
  2. трубопроводов сброса из-под крышки реактора;
  3. трубопроводов сброса из коллекторов парогенераторов по 1 контуру.

Указанные трубопроводы подсоединяются к воздушникам соответствующего оборудования.
В аварийных ситуациях, связанных с необходимостью подачи раствора борной кислоты от насоса аварийного впрыска бора, когда давление в 1 контуре выше напора насоса, система аварийного газоудаления используется для принудительного снижения давления в I контуре.
В аварийных ситуациях, связанных с оголением активной зоны реактора и возникновением пароциркониевой реакции, возможна сдувка парогазовой смеси из-под крышки реактора и из коллекторов 1 контура раздельно или одновременно.

Система аварийной подачи питательной воды предназначена для подачи питательной воды в парогенераторы в аварийных режимах, связанных с обесточиванием энергоблока и нарушением нормальной подачи питательной воды в парогенераторы. Система включается автоматически по программе запуска систем безопасности по импульсу программы ступенчатого пуска или по понижению уровня в любом из парогенераторов. При обесточивании энергоблока система осуществляет подачу воды в парогенераторы и совместно с работой БРУ-А отводит остаточное тепловыделение активной зоны, либо расхолаживает реакторную установку до давления, при котором включается система охлаждения активной зоны низкого давления.
Система состоит из трех независимых каналов.
Каждый канал системы содержит аварийный питательный насос, бак запаса химобессоленной воды емкостью 500 м3, трубопроводы и арматуру. Каждый аварийный питательный насос подключен к своему баку запаса обессоленной воды. Для возможности работы насоса из других баков все три бака объединены между собой трубопроводами с запорной нормально закрытой арматурой. Два аварийных питательных насоса включены в схему таким образом, что каждый насос снабжает водой два парогенератора. Третий насос подает воду ко всем четырем парогенераторам. Электродвигатели аварийных питательных насосов и привода оперативной арматуры запитаны от секций надежного питания И категории (от рабочего или резервного трансформаторов собственных нужд, а при авариях с обесточиванием — от дизель-генераторов).
Управление и контроль системы аварийной подачи питательной воды выполнены идентично технологической части проекта в трехканальном исполнении с территориальным, электрическим и информационным разделением каналов.

Транспортно-технологическое оборудование перегрузки топлива реактора В-320

Транспортно-технологическое оборудование перегрузки топлива предназначено для выполнения операций по замене ТВС, поглощающих элементов активной зоны реактора на «свежие», для транспортировки ТВС, поглощающих элементов на территории АЭС, а также для хранения на АЭС.
Транспортно-технологическое оборудование перегрузки топлива обеспечивает:

  1. временное хранение свежего топлива в УСТ;
  2. доставку свежего топлива в реакторное отделение;
  3. перестановку ТВС, поглощающих элементов внутри активной зоны реактора;
  4. перегрузку ТВС, поглощающих элементов из реактора в БВ и их хранение в БВ;
  5. загрузку «свежих ТВС и поглощающих элементов в реактор;
  6. подготовку к вывозу отработавшего топлива из БВ реакторного отделения.

Операции с перегружаемыми отработавшими ТВС производятся под защитным слоем воды. Перегрузка топлива начинается не ранее трех суток после останова реактора.
Сначала производится выгрузка отработавших ТВС из реактора и установка их в ячейки стеллажа БВ. Затем происходит переустановка ТВС, поглощающих элементов внутри активной зоны. После этого начинается загрузка «свежих» ТВС и поглощающих элементов в реактор. Для осуществления транспортно-технологических операций при перегрузке топлива используется следующее оборудование:

  1. кантователь;
  2. комплект упаковочный;
  3. стапель;
  4. захват ручной для ТВС;
  5. захват для поглощающих элементов;
  6. чехол для пеналов герметичных;
  7. гнездо универсальное;
  8. захват для чехла;
  9. чехол для свежих ТВС;
  10. машина перегрузочная;
  11. стеллажи БВ;
  12. пенал герметичный.

Кантователь представляет горизонтальную платформу, которая при помощи электропривода поворачивается на 90° и предназначен для кантовки комплекта упаковочного со «свежими» ТВС в вертикальное положение.
Комплект упаковочный представляет собой сварную металлоконструкцию из двух жестко дистанционированных труб, в каждую из которых помешено по одной ТВС.
Стапель (шахта-калибр) представляет собой вертикальный канал, собранный из капролоновых трубок, имеющих шестигранное отверстие. Стапель предназначен для контроля геометрии ТВС.
Захват ручной для ТВС является грузозахватным приспособлением с ручным управлением, предназначен для транспортировки ТВС в УСТ.
Захват для поглощающих элементов представляет собой ажурную металлоконструкцию, трубки которой служат направляющими для отдельных стержней системы управления и защиты.
Чехол для пеналов герметичных представляет собой цилиндрическую обечайку с днищем, двумя дистанционирующими решетками и центральной трубой, которая служит для транспортировки чехла с помощью захвата. В чехол может быть установлено 18 пустых пеналов герметичных с шагом 400 мм по треугольной решетке.
Гнездо универсальное представляет собой кольцевую металлоконструкцию с горизонтальной посадочной поверхностью» зама- ном и фиксирующими пазами и служит для установки чехла и контейнера для отработавших ТВС.
Захват для чехла представляет собой трубчатую металлоконструкцию и предназначен для выполнения транспортно-технологических операций с чехлом для пеналов герметичных, чехлом для свежих ТВС и крышкой транспортного контейнера для отработавшего топлива.
Чехол для свежих ТВС предназначен для транспортировки 18 «свежих» ТВС из УСТ в БВ реакторного отделения, а также для временного хранения ТВС в УСТ. Чехол представляет собой сварную цилиндрическую конструкцию, состоящую из обечайки, днища, верхней и нижней дистанционирующих решеток и центральной трубы.
Машина перегрузочная предназначена для выполнения операций со «свежими» и отработавшими ТВС, поглощающих элементов в активной зоне реактора и бассейне выдержки (см.рис.7.22).
Машина перегрузочная состоит из моста, тележки, в центральной части которой установлена рабочая штанга с механизмом перемещения. На поворотной площадке тележки установлена штанга с телевизионной камерой для контроля за операциями с ТВС.
Стеллажи БВ предназначены для хранения отработавших ТВС, а также для размещения аварийной выгрузки активной зоны. Стеллажи состоят из плит с ячейками под ТВС и одной (нижней) опорной плиты.
Пенал герметичный предназначен для хранения в нем ТВС с негерметичными твэлами. Пенал представляет собой цилиндрическую сварную конструкцию, состоящую из корпуса с днищем и пробки, служащей для герметизации внутренней полости пенала.
Для реализации «мокрой» перегрузки в компоновке предусмотрен бассейн шириной 5 м с двумя колодцами. Внутрикорпусные устройства (шахта. БЗТ) переносятся во время ревизии под слоем воды и устанавливаются в предназначенные для них колодцы, в которых можно провести осмотр и ремонт. Перенос оборудования при монтаже и ревизии осуществляется мостовым краном грузоподъемностью 320 т. Максимальная высота главного крюка этого крана над полом реакторного зала составляет 9 м, что на 5 м ниже, чем на 5 блоке НВАЭС, благодаря введению «мокрой» перегрузки.


Рис. 7.22 Машина перегрузочная:

1 - тележка, 2 - мост, 3 — штанга рабочая, 4 — штанга телевизионная, 5 — путь рельсовый, 6 — токоподвод

На одной оси с колодцами, с противоположной стороны от реактора, находится бассейн перегрузки и выдержки отработавшего топлива. Емкость бассейна рассчитана на выдержку до 3 лет отработавших кассет. Кассеты переносятся перегрузочной машиной под слоем воды, обеспечивающего допустимый уровень излучения. Бассейн может быть отделен от реактора специальным затвором для возможности одновременной работы на сухом реакторе и выгрузки выдержанных кассет. Выдержанные кассеты перегрузочной машиной переносятся в контейнер, который переносится через специальный проем на транспортер.



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