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

Поисковые работы по реакторным установкам типа ВВЭР - 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

Реакторная установка БПВЭР (В-358)

Разработка реакторной установки БПВЭР (быстрый энергетический реактор, охлаждаемый пароводяной смесью) проводилась с целью создания перспективной энергетической установки нового типа на основе ВВЭР, обладающей существенно лучшими топливным балансом и глубиной выгорания, чем современные ВВЭР, и не уступающей последним по основным технико-экономическим показателям.
Техническое задание на проектирование было разработано ИАЭ им. Курчатова и утверждено руководством Минсредмаша в сентябре 1983 г.
В 1985 году ОКБ «Гидропресс» и ИАЭ им. Курчатова было разработано техническое предложение РУ БПВЭР.
В РУ БПВЭР получены следующие характеристики:

  1. возможно достижение термодинамического КПД цикла до 37% при относительно низких температурах теплоносителя первого контура (Ts = 360°С) и температуры оболочки ТВЭЛ (до 450°С);
  2. улучшается безопасность за счет снижения плотностного коэффициента реактивности;
  3. возможно достижение коэффициента воспроизводства 1,2 с перспективой его улучшения до 1,25-1,35 с наработкой плутония до 90 кг/ГВтгод.

РУ БПВЭР создается на основе конструкционных материалов, технических решений, разработанных для РУ типа ВВЭР, с использованием созданной для них машиностроительной промышленной базы.
Тепловая мощность БПВЭР составляет 4000 МВт. Высокие параметры пара второго контура (Т = 340°С, Р = 9,6 МПа) позволяют в 2 раза уменьшить массу парогенераторов.
В РУ БПВЭР максимально обеспечивается применение пассивного принципа работы систем безопасности: установка имеет пустотный эффект, близкий к «О», и отрицательный эффект залива активной зоны.
Безопасность АЭС с БПВЭР обеспечивается техническими решениями, аналогичными для ВВЭР:

  1. защитная оболочка;
  2. система САОЗ;
  3. системы защиты от превышения давления в первом и втором контурах;
  4. принцип резервирования надежных источников электроснабжения и устройств управления.

Техническое предложение РУ БПВЭР было рассмотрено и одобрено руководством Минсредмаша для дальнейшей разработки, однако работы были приостановлены по ряду организационно-технических причин, включая необходимость приложения основных сил на совершенствование безопасности ВВЭР после Чернобыльской аварии.

Реакторная установка для АСТ-500 (В-371)

В 1987 году ОКБ «Гидропресс» было разработано техническое предложение на реакторную установку В-371 тепловой мощностью 500 МВт для атомных станций теплоснабжения и атомных станций промышленного теплоснабжения на базе опыта проектирования, строительства и эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР-1000.
Реактор выполнен в интегральном исполнении с тремя циркуляционными петлями, давление на выходе из активной зоны

  1. М Па, температура теплоносителя на выходе из активной зоны 210°С, давление теплоносителя второго контура 1,2 МПа, температура сетевой воды 150°С, давление сетевой воды 1,5 МПа. Активная зона сформирована из 109 ТВС со свежим топливом, рассчитанных на шестигодичную кампанию. В 1 контуре естественная циркуляция, во втором контуре принудительная циркуляция.

Результаты разработки технического предложения показали, что по уровню безопасности, надежности и экономичности РУ В-371 превосходит показатели аналогичных проектов РУ за счет следующего:

  1. страховочный корпус выполнен в виде прочно-плотной шахты из предварительно напряженного железобетона, не подверженного хрупкому разрушению, заполненной водой под рабочим давлением, что позволяет обеспечить условия, при которых активная зона гарантированно залита водой во всех авариях, в том числе и при разрыве корпуса полным сечением;
  2. наличие второй резервной системы аварийного теплоотвода, осуществляемого путем выпаривания воды из страховочного корпуса, позволяет в случае утечки теплоносителя второго контура из всех петель отводить тепло от реактора;
  3. применение в системе аварийного расхолаживания воздушных теплообменников позволяет существенно увеличить время работы системы без вмешательства человека;
  4. расчетом показано, что безопасность обеспечивается даже при аварии разрыва корпуса реактора полным сечением;
  5. применение спектрального регулирования совместно с борным регулированием повышает экономические показатели В-371 за счет увеличения коэффициента воспроизводства топлива, а также повышает безопасность за счет приобретенного свойства са- моглушения.

Работы в ОКБ «Гидропресс» были прекращены из-за отсутствия финансирования.

Реакторная установка ВВЭР СКД-И (500)

В соответствии с техническим заданием, утвержденным 25.07.89 г., ОКБ «Гидропресс» и ИАЭ им. Курчатова разработан проект на стадии технического предложения реакторной установки ВВЭР СКД-И (500) с интегральной компоновкой. Этот проект разработан в развитие предшествующих разработок варианта петлевой реакторной установки ВВЭР-СКД, техпредложение которой было рассмотрено в Минсредмаша 16.03.89 г.
В основе проекта положены результаты исследований, проведенных ИАЭ им. Курчатова, показавших, что можно значительно улучшить технико-экономические показатели энергоблока АЭС при переходе на давление воды в первом контуре выше критического. Это связано с тем, что жидкость при сверхкритическом давлении однофазна во всем диапазоне рабочих температур, а это снимает проблемы, связанные с кризисом теплоотдачи при нагревании воды, и упрощает организацию устойчивой циркуляции теплоносителя.
Переход на сверхкритические давления теплоносителя обеспечивает:

  1. возможность повышения уровня температуры теплоносителя без опасения возникновения кризиса теплоотдачи в силу его однофазности во всем диапазоне температур, при этом за счет роста температурного напора между первым и вторым контурами в парогенераторе снижается удельная поверхность теплообмена и, соответственно, в заданных габаритах корпуса реактора может быть увеличена единичная мощность установки;
  2. надежную естественную циркуляцию теплоносителя благодаря однофазности теплоносителя и значительного изменения его плотности в области псевдокритической температуры;
  3. использование топливного цикла с высокими коэффициентами воспроизводства и поддержанием критичности активной зоны в процессе кампании изменением спектра нейтронов за счет значительного изменения плотности теплоносителя в области псевдокритической температуры.

Реакторная установка ВВЭР СКД-И (500) водо-водяного типа со сверхкритическим давлением теплоносителя, на естественной циркуляции, в интегральной компоновке включает реактор со встроенным парогенератором, шахту бетонную, систему компенсации давления, систему САОЗ, СПОТ, систему аварийного газоудаления, систему локализации течи из первого контура во второй.
Реакторная установка размещена внутри страховочного корпуса, рассчитанного на давление 0,55 МПа, обеспечивающего удержание расплава активной зоны при запроектных авариях в корпусе реактора или страховочном корпусе.
Оборудование и системы первого контура размещаются в двойной защитной оболочке, рассчитанной на давление 0,5 МПа: внутренняя металлическая диаметром 33,8 м, наружная — железобетонная диаметром 35,8 м.

Основные характеристики реакторной установки


Мощность тепловая, МВт

1350

Давление, МПа: номинальное расчетное

23,5
26,0

Температура теплоносителя в реакторе, °C: на входе на выходе

365
381

Температура расчетная, °C

400

Длительность кампании, эф.ч

42000

Число перегрузок за кампанию

3

Давление пара на выходе ПГ, МПа

8,0

Корпус реактора с 2-х рядным расположением патрубков, изготавливается из апробированной на ВВЭР-440 стали типа 15Х2МФА-А. Корпус транспортируется по автомобильным дорогам или водным путем.
Парогенератор выполняется модульным, с объединением модулей в секции внутри реактора, с целью уменьшения количества патрубков на корпусе реактора.
Результаты разработки проекта на стадии техпредложения позволяли считать, что реакторная установка ВВЭР СКД-И (500) по уровню безопасности может относиться к установкам так называемого предельно достигаемого уровня безопасности, имеет удельные капитальные затраты на уровне затрат установки ВВЭР-1000 (В-320), а расход топлива ниже на 30%.
Дальнейшее проектирование РУ ВВЭР СКД-И (500) было остановлено из-за отсутствия финансирования, усилия разработчиков были направлены на совершенствование ВВЭР-1000 и создание РУ ВВЭР средней мощности (500 МВт эл.).



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