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

Поисковые работы по реакторным установкам ВВЭР-2000, ВВЭР-1500, ВВЭР-1100 - 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 ВВЭР-2000

Опыт разработки проектов реакторных установок ВВЭР в СССР и PWR за рубежом единичной мощностью 1000 МВт (эд.) и более давал основание для разработки проекта реакторной установки ВВЭР для АЭС единичной электрической мощности до 2000 МВт.
Работа в ОКБ «Гидропресс» по реакторной установке ВВЭР-2000 началась в 1975 году на стадии «Техническое предложение».
При разработке была ориентация на производственные возможности строящегося завода «Атоммаш», который проектировался с учетом изготовления оборудования для РУ ВВЭР большой мощности.
Были разработаны два варианта реакторной установки: первый вариант — все корпусное оборудование и трубопроводы I контура, включая сварные швы, выполняются многослойными, что практически исключило мгновенный разрыв и упрощало решение вопроса обеспечения безопасности;
второй вариант — традиционные конструкции в монолитном исполнении.
В состав главного циркуляционного контура входят реактор ВВЭР-2000 и четыре циркуляционные петли, каждая из которых состоит из парогенератора ПГВ-2000, главного циркуляционного насоса и главных циркуляционных трубопроводов Ду 1200, соединяющих оборудование петли с реакторами.
По техническому заданию предусматривалось получение следующих технических характеристик реакторной установки ВВЭР-2000.


Мощность тепловая номинальная, МВт

6250

Давление в I контуре, МПа: номинальное расчетное

15,7
17,6

Температуре теплоносителя, °C: на входе в реактор на выходе из реактора

290
320

Расход теплоносителя по I контуру, м3

180000

Давление генерируемого пара, кг/см“

64

Весогабаритные характеристики основного оборудования РУ ВВЭР-2000, полученные в результате разработки, значительно отличались от соответствующих аналогов РУ ВВЭР-1000. Так, корпус реактора должен быть с внутренним диаметром 6400 мм и высотой 14200 мм.
Несмотря на то, что результаты разработки проекта РУ ВВЭР-2000 и АЭС с этой установкой, выполненных ОКБ «Гидропресс», ВГПИ «Теплоэлектропроект», «Атоммаш», «Ижорский завод», позволили сделать вывод о принципиальной возможности создания РУ В-2000 как в многослойном, так и монолитном исполнении, а технико-экономическое обоснование строительства АЭС с энергоблоками показало значительную экономию капитальных затрат, расходов на эксплуатацию, сложность разработки всего нового оборудования требовала длительного времени на разработку и промышленное освоение, значительно удлиняла сроки создания АЭС.
По этой причине в 1981 году было принято «Техническое решение о дальнейшем совершенствовании реакторных установок ВВЭР», по которому разработку проекта новой реакторной установки проводить на мощность энергоблока 1500 МВт с максимальным использованием имеющегося оборудования РУ ВВЭР-1000.
В «Техническом решении о дальнейшем совершенствовании АЭС с реакторами типа ВВЭР», утвержденном в августе 1982 г. Е. П. Славским, П. С. Непорожным, А. П. Александровым, было записано, что наиболее эффективным является продолжение до 1990 года строительства без изменении АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и разработка до 1987-1988 г.г. новой установки мощностью до №эл=1500 МВт, что имеется возможность учесть имеющиеся в настоящее время предложения по повышению надежности, безопасности и экономичности, и использовать в полной мере производственные мощности на «Атоммаше». При разработке новой установки повышенной мощности имеется возможность использовать часть основного оборудования установки ВВЭР-1000 (ГЦН, ГЦТ, приводы СУЗ), что является важным условием для серийного изготовления оборудования, сокращения сроков разработки и освоения в промышленности. В «Техническом решении...» указаны основные характеристики реакторной установки, которые были реализованы в «Техническом задании на разработку РУ ВВЭР-1500».

Реакторная установка ВВЭР-1500 (1800)

Техническое задание на разработку реакторной установки ВВЭР- 1500 Νο352-Τ3-002 было утверждено руководством Минсредмаша и Минэнерго в январе 1983 г.
МВТС решением от 27.06.83 г. одобрил предусмотренную техническим заданием, разработку ЯППУ ВВЭР-1500.
По техзаданию намечалось получение следующих основных характеристик реакторной установки:


Мощность тепловая, МВт

4700

Количество петель

3

Количество ГЦН на каждой петле

2

Давление в первом контуре, МПа: номинальное

15,7

расчетное

17,6

Давление пара, МПа

7,1

Температура в реакторе, °C: на входе

300

на выходе

330

Расход теплоносителя, м/ч

130000

Глубина выгорания топлива, МВтсут/кг урана

33-40

Эскизный проект реакторной установки ВВЭР-1500, разработанный ОКБ «Гидропресс», был рассмотрен в Минсредмаше 28 февраля 1985 г. и утвержден для разработки технического проекта.
Результаты разработки эскизного проекта подтвердили возможность создания реакторной установки тепловой мощности 5250 МВт. Рекомендовано последующую разработку РУ проводить исходя из тепловой мощности реактора 5250 МВт с шестью вертикальными парогенераторами. Разработку проекта энергоблока вести на мощность 1800 МВт (эл.) с давлением насыщенного пара на выходе из ПГ 75 кг/см2.
В ноябре 1985 г. руководителями Минсредмаша Е. П. Славским и Минэнергомаша В. М. Величко было утверждено «Решение об организации разработки проекта реакторной установки ВВЭР-1800 и производства оборудования этой установки», по которому ПО «Атоммаш» определен Головным заводом по производству оборудования для РУ ВВЭР-1800. Разработка рабочей документации и экспериментальные работы для обоснования проекта предложено выполнить совместно ОКБ «Гидропресс» и ПО «Атоммаш».
20 марта 1986 года на секции №1 НТС Минсредмаша были рассмотрены проектные материалы по реакторной установке ВВЭР-1800 в составе:

  1. эскизный проект РУ ВВЭР-1500 и его доработка в связи с переходом на мощность 5250 МВт (ВВЭР-1800);
  2. техническое предложение четырехпетлевой установки мощностью 5250 МВт (ВВЭР-1800), разработанное на базе материалов доработанного эскизного проекта ВВЭР-1500.

Анализ теплотехнической надежности, выполненный в проекте, указывал на возможность работы реактора на мощности 5800 МВт (тепл.) в течение 80% времени кампании в режиме стационарной загрузки активной зоны с увеличенным подогревом теплоносителя при сохранении температуры воды на выходе из реактора 330 °C, исходя из существующих в настоящее время предельных условий работы оболочек ТВЭЛ.
Несмотря на большой объем работ по проекту РУ и АЭС с ВВЭР-1500 (1800), выполненный к концу 1987 года ОКБ «Гидропресс» и ВГНИПИИ АТЭП с участием смежников, и ожидаемые благоприятные результаты создания проекта, работы с начала 1988 года были остановлены из-за отсутствия финансирования и сосредоточения материальных и технических ресурсов на мероприятия по повышению надежности и безопасности действующих АЭС с ВВЭР и разработку проектов для АЭС нового поколения.

Реакторная установка ВВЭР-1100 (В-410)

В середине 1990 года руководством Минатомэнергопрома и ГКНТ была утверждена государственная научно-техническая программа «Экологически чистая энергетика. Безопасная атомная станция. Проект АЭС нового поколения с реактором ВВЭР-1000».
Цель проекта — создание атомной станции нового поколения с безопасными энергоблоками большой мощности в качестве базового объекта отечественной атомной энергетики в первой половине 21 века.
Реакторная установка создастся с применением ВВЭР, наиболее распространенного в мировой практике.

Основные характеристики энергоблока АЭС «НП-1000»


Мощность электрическая, МВт

1100

Давление первою контура, МПа

15,7

Средняя температура первого контура, °C

312

Давление второго контура, МПа

7-7,5

Кампания топлива, год

3

Интервал между перегрузками, год

1

Ожидаемые результаты:

  1. соответствие мировому уровню развития атомной энергетики;
  2. учет передовых достижений мировой научно-технической мысли по повышению внутренней безопасности РУ и применению преимущественно пассивных средств аварийной защиты и аварийного теплоотвода;
  3. примененные технические решения и характеристики оборудования обеспечивают такую вероятность запроектных аварий, связанных с тяжелыми последствиями или расплавлением активной зоны, которая практически исключает возможность их возникновения в течение проектного срока службы АЭС.

Предполагаемые улучшения экономических показателей АЭС с ВВЭР-1000 (В-320):

  1. сокращение металлоемкости трубопроводов на 30%;
  2. снижение расхода строительного металла на 20-30%;
  3. снижение расхода бетона на 10-20%;
  4. сокращение площади промплощадки на 20-25%;
  5. сокращение удельной численности персонала в 2-3 раза.

Срок службы станции — 50-60 лет. ОКБ «Гидропресс» в 1991 году начата разработка проекта РУ В-410 на стадии «Технического предложения».
В реакторной установке В-410 обеспечение безопасности и повышение технико-экономических показателей предполагалось осуществить за счет следующих основных решений:

  1. повышение тепловой мощности до 3300 МВт и некоторых основных параметров реакторной установки для повышения экономической эффективности энергоблока;
  2. совершенствование активной зоны и улучшение характеристик внутренней самозащищенности за счет увеличения длины ТВЭЛ и выравнивания поля энерговыделения по объему активной зоны, использования выгорающего поглотителя, включаемого непосредственно в топливо;
  3. уменьшение поглощения нейтронов конструкционными материалами;
  4. изменение стратегии перегрузки топлива (применение активной зоны с «малой утечкой нейтронов»), дающей возможность получить экономический эффект на 5-7% от увеличения выгорания или повышения продолжительности кампании и уменьшить флюенс нейтронов на корпус реактора;
  5. улучшение маневренности характеристик топлива;
  6. повышение эффективности аварийной защиты для обеспечения снижения мощности и расхолаживания до 100°С без ввода борного раствора в теплоноситель;
  7. повышение ресурса работы основного оборудования до 50- 60 лет;
  8. применение в проекте концепции «Течь перед разрывом»;
  9. совмещение активных систем аварийного охлаждения с системами нормальной эксплуатации, при этом требования к быстродействию систем, вытекающие из необходимости обеспечения охлаждения при авариях, будут снижены в связи с повышением роли пассивных систем при обеспечении безопасности.

В результате разработки проекта определены основные параметры реакторной установки В-410, их сравнение с параметрами реакторной установки В-320 представлены ниже:


Наименование характеристики

РУ В-410

РУ В-320

Номинальная тепловая мощность, МВт

2900-3300

3000

Мощность энергоблока, МВт (эл.)

1100

1000

Давление в первом контуре, МПа

15,7

15,7

Температура теплоносителя: на входе в реактор, °C па выходе из реактора, °C

297
326

290
320

Расход теплоносителя через петлю, м3

26200

21200

Количество кассет в активной зоне, шт.

211

163

Количество твэл в кассете, шт.

311

311

Средняя удельная энергонапряженность активной зоны, кВт/л

76,6

108,1

Количество петель / ГЦН, шт.

4

4

Корпус реактора: высота х диаметр, м

12,1x4,7

10,3x4,1

Тип парогенератора

Вертикальный

Горизонтальный

Параметры пара: давление, МПа температура, °C

7,35
289,2

6,27
278,5

Работа по РУ В-410 была прекращена, т. к. ощутимых преимуществ по технико-экономическим показателям энергоблока АЭС с ВВЭР-1100 по сравнению с использованием ВВЭР-1000 нет.
Все усилия разработчиков РУ и АЭС были направлены на проекты АЭС нового поколения с РУ ВВЭР-640 и ВВЭР-1000 (В-392).



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