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

Поисковые работы по реакторной установке ВВЭР-500 (В-271) - 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

Процесс разработки проектов реакторных установок ВВЭР постоянно сопровождался поисками рациональных решений, обеспечивающих высокий уровень безопасности эксплуатации и приемлемые технико-экономические показатели, сравнимые с лучшими зарубежными проектами.
Поиск шел по путям совершенствования созданных проектов ВВЭР, а также попыток создания на базе ВВЭР новых, прогрессивных проектов.
ОКБ «Гидропресс» совместно с коллективами ведущих организаций страны были выполнены работы по ряду проектов.

Реакторная установка ВВЭР-500 (В-271)

В процессе разработки проектов ВВЭР-1000 был получен ряд рациональных решений ВВЭР, обеспечивающих по сравнению с ВВЭР-440 более высокие технико-экономические показатели, а также условия повышенной безопасности эксплуатации АЭС в целом.
Учитывая, что в 1976 году предполагалось реализовать программу строительства примерно 20 блоков АЭС с ВВЭР-440, с вводом в эксплуатацию до 1985 года, была поставлена задача разработать проект реакторной установки ВВЭР-500, которая должна заменить ВВЭР-440.
Технический проект реакторной установки ВВЭР-500 (индекс В-271) разработан ОКБ «Гидропресс» в 1978 году в соответствии с техническим заданием, утвержденным руководством Минсредмаша 30.01.76 г.
При разработке проекта исходили из следующих основных положений:

  1. Создание транспортабельного по железным дорогам СССР оборудования.
  2. Обеспечение безопасной эксплуатации реакторной установки и АЭС в целом с тем, чтобы АЭС можно было размещать вблизи крупных населенных пунктов и в сейсмических районах.
  3. Работа АЭС в полупиковых режимах.
  4. Максимальное использование технических возможностей заводов-изготовителей.
  5. Эксплуатация реакторной установки между перегрузками топлива должна осуществляться без ревизии и ремонта оборудования. Общий срок службы реакторной установки — 30 лет.
  6. Основное оборудование ВВЭР-500 должно быть максимально унифицировано с оборудованием ВВЭР-1000, включая корпус реактора.

Такая унификация позволяла снизить затраты и сократить сроки изготовления оборудования реакторной установки в целом (при условии изготовления сравнительно большой серии таких установок).

Основные характеристики


Мощность тепловая (расчетная величина), МВт

1500(1650)

Количество циркуляционных петель

2

Давление в первом контуре, МПа:

 

номинальное

15,7

расчетное

17,6

Температура теплоносителя, °C:

 

на входе в реактор

291

на выходе

320

Расход теплоносителя, м3

44000

Паропроизводительность, т/ч

2940

Давление пара, кг/см2

64

Глубина выгорания топлива, МВтсут/кг урана

28,5

Реакторная установка включает в себя главный циркуляционный контур, систему компенсации объема, пассивную часть системы аварийного охлаждения зоны. Главный циркуляционный контур состоит из реактора и двух циркуляционных петель, включающих парогенератор ПГВ-1000, главный циркуляционный насос ГЦН-195М, главный циркуляционный трубопровод Ду 850.
Система аварийного охлаждения зоны реактора рассчитана на максимальную аварию — мгновенный поперечный разрыв трубопровода Ду 850 с двухсторонним истечением теплоносителя.
Реакторная установка ВВЭР-500 выполнена с большой степенью унификации с ВВЭР-1000: полностью унифицированы парогенераторы, компенсатор давления, барботер, главные циркуляционные насосы, емкости САОЗ, оборудование перегрузки топлива и транспортно-технологическое оборудование.
Поузловую унификацию имеют реактор (корпус, внутрикорпусные устройства, кассеты), оборудование шахтного объема, главные циркуляционные трубопроводы Ду 850, трубопроводы системы компенсации давления, охлаждения активной зоны.
Реактор ВВЭР-500 отличается от реактора ВВЭР-1000 следующим:

  1. однорядное расположение патрубков Ду 8504
  2. количество топливных кассет — 109;
  3. количество регулирующих органов СУЗ — 37;
  4. соответствующее изменение внутрикорпусных устройств, верхнего блока, блока электроразводок.

Технико-экономические показатели реакторной установки ВВЭР-500 значительно превысили показатели РУ ВВЭР-440 за счет следующего:

  1. Повышение давления в первом контуре с 125 кг/см2 до 160 кг/см2, температуры теплоносителя на выходе из активной зоны с 300°С до 320°С позволило поднять давление пара в парогенераторах до 64 кг/см2, что приводит к увеличению термического КПД паротурбинного цикла на 2%.
  2. Снижение количества циркуляционных петель до 2-х позволяет:
  3. повысить единичную мощность циркуляционной петли более чем в 3 раза;
  4. снизить удельные затраты металла примерно в 2 раза и соответственно уменьшить трудозатраты на изготовление;
  5. упростить эксплуатацию и обслуживание оборудования реакторной установки;
  6. уменьшить диаметр защитной оболочки и соответственно снизить затраты на сооружение.
  7. Создание моноблочной АЭС позволяет повысить надежность и работоспособность АЭС в целом: расчетный коэффициент использования установленной мощности АЭС с ВВЭР-500 составляет 0,822, с ВВЭР-440 - 0,723. Это объясняется тем, что реакторная установка ВВЭР-500 имеет меньшее количество оборудования.

Сравнение технических характеристик реакторной установки ВВЭР-500 с зарубежными показало, что ее показатели находятся на одинаковом уровне.
Несмотря на высокие технико-экономические показатели реакторной установки ВВЭР-500, наличие в промышленности СССР и ЧССР большого задела производства оборудования реакторной установки ВВЭР-440, налаженное производство комплектующего оборудования, строительных конструкций, успешная эксплуатация блоков АЭС с ВВЭР-440 в СССР и за рубежом не позволили принять решение о строительства блоков АЭС с ВВЭР-500.



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