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

Краткое описание основного оборудования РУ В-407 - 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

Технологическая схема первого контура с четырьмя петлями без запорной арматуры является традиционной для АЭС с ВВЭР-1000 и включает: реактор, трубную теплообменную систему парогенераторов с коллекторами, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы, компенсатор давления с «дыхательным» трубопроводом, участки трубопроводов систем, связанных с первым контуром, до второй запорной арматуры (системы компенсации давления, продувки и подпитки первого контура, охлаждения топлива, воздухоудаления из первого контура).
В состав систем безопасности входят системы:

  1. аварийного охлаждения активной зоны;
  2. пассивного отвода тепла;
  3. защиты первого контура от превышения давления;
  4. аварийного газоудаления из первого контура.

Оборудование реакторной установки В-407 и связанные с ней системы располагаются в отдельном здании — реакторном отделении (см. рис.9.2). Реакторное отделение имеет двойную защитную оболочку — внутреннюю стальную (герметичную) для предотвращения выхода выделяющихся при авариях радиоактивных веществ в окружающую среду и наружную железобетонную для защиты РУ от внешних воздействий (падение самолета, ударная волна, смерчи, ураганы и т.п.).
Стальная оболочка цилиндрической формы диаметром 41 м, толщиной 36 мм, со сферическим куполом заделана нижней частью в железобетонный постамент.
Железобетонная оболочка цилиндрической формы внутренним диаметром ~45 м и толщиной стенки 800 мм, со сферическим куполом закреплена на фундаментной плите.
Трубопроводы, коммуникации и шлюзы, пересекающие обе оболочки, имеют проходки во внешней железобетонной оболочке и специальные герметичные проходки с компенсационными устройствами во внутренней стальной оболочке.
Весь объем внутри герметичной оболочки представляет собой единое, связанное по воздуху помещение, разделенное стенками и перекрытиями на отдельные боксы, в которых размещается все оборудование РУ.
Реактор, компенсатор давления, емкости САОЗ и баки закрепляются на опорах неподвижно, не препятствуя вертикальным термическим перемещениям.
Корпус реактора закреплен в бетонной шахте на опорной ферме и дополнительно в районе фланца корпуса с помощью упорного кольца и закладного кольца. Строительный бетон в районе активной зоны реактора защищен от воздействия тепловых и радиационных потоков «сухой» защитой, основой которой является серпентинитовый бетон.
Парогенератор в боксе устанавливается на две опорные конструкции, в каждой имеется двухярусная роликовая опора, которая позволяет перемещение парогенератора при термическом расширении главных циркуляционных трубопроводов в продольном и поперечном направлениях до 80 мм.
Главные циркуляционные насосы устанавливаются на три шаровые опоры, обеспечивающие перемещение ГЦН при термическом расширении ГЦТ. От сейсмических воздействий ПГ и ГЦН раскрепляются системой демпферов (амортизаторов).
Компоновка РУ выполнена с возможностью замены основного оборудования, исходя из этого определены отметки расположения полярного крана и размеры транспортного шлюза.
Конструктивно реактор В-407 (см.рис.9.4) одинаков с реактором ВВЭР-1000, за исключением зоны патрубков корпуса реактора, которая выполнена для четырехпетлевой реакторной установки с трубопроводами Dy 620.


Рис. 9.1 Принципиальная схема размещения оборудования РУ и систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 (В-407)
1 — реактор, 2 - парогенератор, 3 — компенсатор давления, 4 — ГЦН, 5        8  —  гидроемкость САОЗ; 6 — барботер, 7 — теплообменник СПОТ, 9 — бак запаса ХОВ, 10 —аварийного турбонасос, 11 — барботажное устройство , 12 — питательная вода, 13 — пар к турбине, 14 — мембрана, 15 - фильтр, 16 — охлаждение герметичной оболочки воздухом в аварийных режимах, 17 - защитная оболочка, 18 - герметичная оболочка


Рис. 9.2 Компоновка реакторной установки ВВЭР-640 в реакторном отделении АЭС (продольный разрез):
1 _ гидроемкость САОЗ, 2 - бак ХОВ, 3 — парогенератор, 4 — главный циркуляционный насос, 5 — реактор, 6 — металлическая герметичная оболочка, 7 — бетонная защитная оболочка, 8 — бак САОЗ


Рис. 9.3 Компоновка реакторной установки ВВЭР-640 в реакторном отделении АЭС (поперечный разрез):
1 — парогенератор, 2 - реактор, 3 — главный циркуляционный насос


Рис. 9.4 Реактор ВВЭР-640
1 — сборка КНИТ, 2 — блок верхний, 3 — блок защитных труб, 4 — шахта, 5 — выгородка, 6 — сборка тепловыделяющая, 7 — корпус

Рис. 9.5 Парогенератор ПГВ-640
1 — паровой коллектор, 2 — коллектор 1 контура, 3 — трубчатка, 4— корпус

Кроме этого, в реакторе В-407 значительно уменьшен расход теплоносителя через реактор (-54000 м3/час вместо -85000 м3/час), что уменьшает скорости по всему гидравлическому тракту реактора, расчетный срок службы реактора увеличен до 50 лет (корпуса реактора до 60 лет).

Парогенератор РУ В-407 (см.рис.9.5)

По конструкции и функциональному назначению парогенератор повторяет своих предшественников — ПГВ-440 и ПГВ-1000.
Опыт эксплуатации парогенераторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 позволил осуществить ряд усовершенствований для повышения надежности работы парогенератора РУ В-407 (оптимизация раздачи питательной воды, изменение сепарационной схемы и конструкции осушения пара, улучшения системы замеры уровня воды в ПГ и т.д.).

Главный циркуляционный насос (см.рис.9.6)
Основные технические характеристики ГЦН


Расход теплоносителя, м3

13400

Напор, МПа

-0,35

Частота вращения, об/мин

1500

Мощность на горячей воде, кВт

1850

Мощность на холодной воде, кВт

2675

Номинальное напряжение, В

6000

ГЦН — вертикальный, одноступенчатый с осевой проточной частью. Для исключения гидрозатвора в циркуляционной петле первого контура РУ направление потока через проточную часть насоса осуществляется «сверху вниз», т.е. в обратную сторону по сравнению с традиционными конструкциями ГЦН для РУ ВВЭР. Для решения этой задачи проточная часть насоса выполняется осевой. Компоновка выемной части, в отличие от существующих прототипов, выполнена с нижним расположением упорного подшипника, при этом концевая ступень уплотнения установлена выше верхнего радиального подшипника. Такая компоновка позволяет обеспечить охлаждение и смазку верхнего радиального подшипника запирающей водой, подаваемой в уплотнение, нижнего радиально-упорного подшипника — теплоносителем 1 контура, охлаждаемым в автономном контуре насоса. При таком решении отпадает необходимость подачи воды для смазки подшипников от специальных систем.
В обоснование заложенных технических решений в проекте реакторной установки В-407 выполнен комплекс расчетов, номенклатура которых является традиционной для РУ ВВЭР. В состав комплекса входят следующие расчеты:


Рис. 9.6 Главный циркуляционный насос ГЦНА-1455 для РУ ВВЭР-640:
1 — электродвигатель, 2 — корпус, 3 — вход теплоносителя, 4 — рабочее колесо

  1. обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны;
  2. обоснование радиационной защиты, включая расчет потоков нейтронов на стенку корпуса реактора;
  3. обоснование тепловых и гидравлических условий, обеспечивающих надежное охлаждение активной зоны в стационарных и переходных режимах нормальной эксплуатации;
  4. оценка безопасности в аварийных ситуациях и проектных авариях;
  5. обоснование прочности оборудования и трубопроводов реакторной установки;
  6. анализ образования, выделения и распределения водорода в оборудовании 1 контура РУ.

Расчеты выполняются по современным программам и методикам, аттестованным в Госатомнадзоре РФ.
В проекте реакторной установки В-407 в максимальной степени использованы технические решения РУ ВВЭР предыдущих поколений, ряд оборудования заимствован от РУ ВВЭР-1000 (корпус реактора, внутрикорпусные устройства, тепловыделяющие сборки, компенсатор давления, гидроаккумуляторы и т. д.), парогенератор разработан на базе парогенераторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000.
При пониженной энергонапряженности РУ В-407 для обоснования ее работоспособности в полной мере применимы результаты научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, выполненных для обоснования проектов РУ ВВЭР-1000.
В проекте РУ В-407 применены новые системы безопасности, основанные на пассивных принципах действия и не имеющих аналогов в существующих проектах РУ ВВЭР. Поэтому в наборе экспериментальных работ по РУ В-407 сделан акцент на работы, касающиеся новых проектных решений. К таким работам относятся:

  1. исследование охлаждения днища корпуса реактора в аварии с плавлением активной зоны и принятие решения по устройству улавливания и охлаждения расплава активной зоны;
  2. исследование влияния азота на конденсацию пара внутри труб горизонтального парогенератора;
  3. исследование конденсации пара в трубах теплообменника СПОТ;
  4. определение порога разгерметизации оболочек твэлов при высоких температурах;
  5. исследование нестационарных теплогидравлических процессов отвода тепла первого контура РУ.

Разработанная документация технического проекта РУ В-407 и АЭС позволила разработать «Предварительный отчет по обоснованию безопасности», представить в Госатомнадзор РФ необходимый комплект техдокументации для получения лицензии на строительство блока АЭС.
17.03.98г. ГАН РФ выдал лицензию на строительство головного блока с ВВЭР-640 в составе НПЦ АЭ в г. Сосновый Бор (МГН-02-100-0027).



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