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

Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392) - 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

Анализы безопасности АЭС с реакторами ВВЭР-1000 выявили реальную возможность дальнейшего повышения их безопасности и надежности с целью уменьшения риска разрушения активной зоны реактора, с выходом расплавленной массы за пределы корпуса реактора. Опыт создания и внедрения принципиально новой реакторной установки является длительным процессом, требуется много материальных средств и времени на освоение и доведение АЭС до проектных показателей. Исходя из таких соображений, при разработке проекта ВВЭР-1000 (В-392) сохраняются основные принципиальные технические решения и оборудование, реализованные в проекте АЭС с ВВЭР-1000 (В-320), и выполняется ряд дополнительных мероприятий по повышению безопасности АЭС.
Создание реакторной установки ВВЭР-1000 (В-392) на базе опыта, накопленного при разработке и эксплуатации базового проекта ВВЭР-1000 (В-320), является эволюционным путем совершенствования энергоблоков с реакторами ВВЭР по пути повышения безопасности ядерной энергетики.
Концепция проекта разработана совместно Московским институтом «Атомэнергопроект», ОКБ «Гидропресс» и Российским Научным центром «Курчатовский институт». Проект ЯППУ предназначался прежде всего для 2-ой очереди Нововоронежской АЭС (НВАЭС-2). Концепция проекта состоит в основном в:

  1. разработке проекта в соответствии с требованиями новых Российских нормативно-технических документов и рекомендациями МАГАТЭ;
  2. применении технических решений, подтвержденных опытом эксплуатации референтного оборудования или представительными испытаниями и исследованиями;
  3. повышении надежности, ресурса, экономичности и характеристик безопасности основного оборудования ЯППУ с учетом опыта эксплуатации с ориентацией на развитие свойств внутренней самозащищенности;
  4. применении усовершенствованной структуры систем безопасности, обеспечивающей возможность выполнения основных требований безопасности независимыми каналами разного принципа действия — пассивного и активного.

Новизна проекта РУ В-392 по сравнению с проектом РУ В-320 состоит главным образом в:

  1. применении усовершенствованного по опыту эксплуатации основного оборудования РУ, соответствующего новым нормативно-техническим документам;
  2. применении усовершенствованной более экономичной и надежной активной зоны, исключающей положительные эффекты реактивности из-за обратных связей по параметрам;
  3. применении новых пассивных систем управления запроектными авариями, а именно: системы быстрого ввода бора, системы отвода остаточных тепловыделений реактора окружающему воздуху, дополнительной системы пассивного залива активной зоны (ГЕ-2);
  4. совершенствовании активных систем безопасности;
  5. применении новых, более совершенных систем АСУ ТП и систем диагностики;
  6. применении концепции «течь перед разрывом» для трубопроводов первого контура диаметром более 200 мм;
  7. применении бассейна перегрузки с уплотненным хранением топлива и усовершенствованной системы перегрузки топлива;
  8. учете запроектных аварий.

Важными особенностями усовершенствованных проектов нового поколения, к которым относится и проект РУ В-392, является учет в проектах требований новых нормативных документов по управлению запроектными авариями. Ниже в разделе 9.2.1 представлены основные аспекты решения этой проблемы.
РУ В-392 рассчитана на сейсмические воздействия при землетрясении: при землетрясении интенсивностью, меньшей или равной проектному землетрясению, силой до 7 баллов по шкале MSK-64, РУ должна обеспечивать нормальное функционирование без остановки; при землетрясении с интенсивностью большей, чем у проектного землетрясения, вплоть до максимального расчетного землетрясения силой 8 баллов по шкале MSK-64, РУ должна обеспечивать возможность ее безопасной остановки и расхолаживания.
РУ рассчитывается на сочетание нагрузок, возникающих при землетрясениях и проектных исходных событиях, к которым относятся режимы нарушения нормальной эксплуатации и проектные аварии.
Размещение оборудования и систем безопасности АЭС с ВВЭР-1000 (В-392) представлена на рис.9.7.
РУ В-392 (см. рис. 9.8 — 9.9) включает четыре циркуляционные петли и реактор. На каждой петле установлено по одному ГЦН с вынесенным электродвигателем и ПГ горизонтального типа, соединенным между собой главным циркуляционным трубопроводом. К одной из петель подключен компенсатор давления (КД).

Основные технические характеристики РУ В-392


Номинальная тепловая мощность, МВт

3012

Количество петель

4

Давление в реакторе на выходе из активной зоны, МПа

15,7

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

291
321

Расход теплоносителя через реактор, м3

84800

Средняя линейная плотность энерговыделения, Вт/см

166

Максимальная линейная плотность энерговыделения, Вт-см

448

Количество тепловыделяющих сборок, шт.

163

Количество органов регулирования СУЗ, шт.

до 121

Среднее обогащение топлива подпитки по U235, % (вес)

до 4,4

Средняя глубина выгорания топлива (в стационарном топливном цикле), МВтсут/кг U

43

Давление пара в паровом коллекторе ПГ, МПа

6,27

Влажность пара на выходе из ПГ, %

0,2

Паропроизводительность РУ, т/ч

5880

Время работы на номинальной мощности в течение года (эффективное), ч

7000

Проектный срок службы оборудования РУ, год

40

В проекте РУ В-392 и АЭС применены:

  1. усовершенствованный реактор ВВЭР-1000;
  2. усовершенствованный ПГ;
  3. ГЦН с усовершенствованной конструкцией уплотнений;
  4. СПОТ;
  5. дополнительная система залива активной зоны реактора;
  6. пассивная СБВБ;
  7. АСУ ТП, включая комплекс систем диагностики;
  8. в проекте применена концепция «течь перед разрушением».

В результате применения усовершенствованного реактора повышена эффективность органов аварийной защиты реактора за счет увеличения количества органов регулирования (ОР) СУЗ с целью поддержания его в подкритическом состоянии при расхолаживании до 100 °C без ввода борного раствора.


Рис. 9.7 Принципиальная схема размещения оборудования и систем безопасности АЭС с ВВЭР-1000 (В-392):
1 — реактор; 2 - парогенератор, 3 — главный циркуляционный насос; 4 - гидроемкость САОЗ Р=6,0 МПа; 5 — гидроемкость САОЗ второй ступени; 6 — компенсатор давления; 7 — предохранительный клапан КД; 8 — барботер; 9 - предохранительный клапан ПГ; 10 - насос аварийной подпитки парогенератора;
11 — фильтр на ГО; 12 - бак-приямок с запасом борного раствора, 13 — насос технической воды; 14 — насос системы подпитки 1 контура, 15 - насос расхолаживания системы САОЗ, 16,17 — насосы аварийного впрыска борного раствора высокого давления; 18,19 - баки борного раствора; 20 — пассивная система отвода остаточного тепла; 21 — пассивная система быстрого ввода бора; 22 — защитная оболочка двойная, 23 — дизель-генератор, 24 — насос спринклерной системы; 25 - главный циркуляционный трубопровод

Рис. 9.8 Компоновка реакторной установки В-392 (разрез по боксам парогенераторов)


Рис. 9.9 Компоновка реакторной установки В-392 (поперечный разрез по боксам парогенераторов)
1 — реактор, 2 - парогенератор, 3 — бассейн выдержки, 4 — ГЦНА, 5 — компенсатор давления, 6 — шахта ревизии ВКУ


Рис. 9.10 Установка реактора В-392 в шахтном объеме:
1 — каналы ионизационные, 2 — изоляция тепловая верхнего блока, 3 — сильфон разделительный, 4 — ферма упорная, 5 — защита тепловая и биологическая зоны патрубков, 6 — ферма опорная, 7 — защита сухая, 8 — изоляция тепловая цилиндрической части, 9 — устройство улавливания расплава АЗ

В проекте реактора (см. рис.9.11 и 9.12) использованы современные средства контроля внутриреакторных параметров: совмещенный контроль распределения энерговыделений по высоте ТВС, температуры теплоносителя на входе и выходе из ТВС и сигнализатор уровня теплоносителя в реакторе при запроектных авариях. Установка образцов-свидетелей корпусной стали осуществляется на внутренней поверхности корпуса реактора напротив активной зоны. Это существенно приближает условия воздействия нейтронного потока на металл образцов-свидетелей к реальным условиям облучения корпуса реактора в месте максимального нейтронного потока.
Улучшены обратные связи по реактивности. Обеспечены отрицательные коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя и топлива в течение всей кампании.
В проекте предусмотрено использование усовершенствованного ПГ, в котором улучшена конструкция крепления пучка теплообменных труб, организована продувка из зоны с наибольшей концентрацией солей в котловой воде ПГ.
Применение ГЦНА-1391 с уплотнением вала, исключающим течь теплоносителя при обесточивании на 24 часа, позволяет сохранить плотность главного циркуляционного контура при отсутствии подачи запирающей воды ГЦН.
Для отвода остаточных тепловыделений в авариях с потерей всех источников электроснабжения переменного тока в проекте предусмотрена СПОТ, которая позволяет неограниченно долго отводить остаточное тепло без повреждения активной зоны реактора и границы давления теплоносителя первого контура.
С помощью дополнительной системы залива активной зоны имеется возможность длительного отвода остаточных тепловыделений активной зоны и ее расхолаживания при течах из первого контура в условиях полного обесточивания блока АЭС.
Применение СБВБ в теплоноситель первого контура позволяет заглушить реактор в запроектном режиме отказа аварийной защиты реактора (режим ATWS). Система состоит из четырех подсистем по одной на каждую петлю. Подсистема представляет собой байпасный контур циркуляции на ГЦН, включающий емкость с запасом раствора борной кислоты концентрацией 40 г/кг.
Реализация АСУ ТП, включая комплекс систем диагностики и контроля основного оборудования, позволит получить необходимую информацию и управлять технологическими процессами в РУ с целью предотвращения развития и смягчения последствий аварий на РУ.

Система диагностики выполняет основные функции контроля состояния корпуса реактора, ПГ, арматуры, трубопроводов, возникновения и развития дефектов в материале оборудования, обнаружения течей, свободно движущихся предметов в контуре,

Рис. 9.11 Реактор В-392:
1 — верхний блок, 2 - кольцо упорное, 3 — корпус, 4 — блок защитных труб, 5 — кольцо опорное, 6 — активная зона


Рис. 9.12. Реактор В-392 (поперечный разрез)

Рис. 9.13. Кассета:
1 — головка, 2 - пучок ПС, 3 — канал измерительный, 4 — труба центральная, 5 — элемент тепловыделяющий, 6 — решетка дистанционирующая, 7 — решетка опорная, 8 — хвостовик.


Рис. 9.14 Парогенератор ПГВ-1000М

 

Рис. 9.15 Главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА-1391:
1 — электродвигатель, 2 — торсион с пластинчатой муфтой, 3 — выемная часть, 4 — проставка верхняя, 5 — проставка нижняя, 6 — опора, 7 — корпус насоса

В проекте реактора (см. рис.9.11 и 9.12) использованы современные средства контроля внутриреакторных параметров: совмещенный контроль распределения энерговыделений по высоте ТВС, шумового контроля приводов управления зашитой, внутрикорпусных устройств (ВКУ) и ГЦН.
Для трубопроводов первого контура на стадии проектирования применяется концепция «течь перед разрушением». Внедрение этой концепции снижает вероятность разрывов трубопроводов, так как раннее обнаружение течи позволяет принять своевременные меры для предотвращения аварии. При этом обеспечивается необходимый контроль протечек теплоносителя и состояния металла, а также упрощается обслуживание оборудования и систем нормальной эксплуатации и систем безопасности за счет отказа от применения массивных опор-ограничителей, улучшается компоновка помещений.
Аварии на ΤΜΙ-1 и Чернобыль-4 показали, что ЗПА необходимо учитывать при проектировании и эксплуатации АЭС, несмотря на их малую вероятность. В Российских нормативных документах требования по учету ЗПА при проектировании наиболее полно представлены в документах ПНАЭ Г-1-011-97 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88/97), ПНАЭ Г-01-036-95 «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реакторами типа ВВЭР», ПНАЭ Г-1-024-90 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» (ПБЯ-89), ПНАЭ Г-1-024-90 «Правила устройства эксплуатации локализующих систем безопасности» и в документе ПНАЭ Г-03-33-93 «Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности».
В нормативных документах (ОПБ 88/97 и др.) в качестве запроектной определена авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала. Введено также понятие «тяжелая запроектная авария» — запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть достигнут предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.
В соответствии с нормативными документами уменьшение последствий ЗПА должно достигаться за счет управления ЗПА. При этом под управлением ЗПА понимаются действия, направленные как на предотвращение развития проектной аварии в запроектную, так и на ослабление последствий ЗПА, если она все же произошла, в там числе реализация плана мероприятий по защите персонала и населения. Для этих действий можно использовать любые технические средства, предназначенные для нормальной эксплуатации, для обеспечения безопасности при проектных авариях или технические средства, специально предназначенные для смягчения последствий ЗПА.
Все эти действия и технические средства являются частью системы технических и организационных мер по защите барьеров безопасности и по защите персонала, населения и окружающей среды от воздействия радиоактивных продуктов. Документ ПНАЭ Г-03-33-93 ограничивает величину предельного аварийного выброса при ЗПА таким образом, чтобы доза облучения критической группы населения на границе зоны планирования защитных мероприятий не превышала допустимого значения 5 мЗв на все тело и 50 мЗв на отдельные органы за первый год после аварии.
При этом в соответствии с ОПБ 88/97 следует стремиться к тому, чтобы оцененное значение вероятности предельного аварийного выброса не превышало 10-7 на реактор в год.
Наряду с требованиями об ограничении частоты предельного выброса предписывается, чтобы оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение вероятности тяжелого повреждения активной зоны не превышало 105 на реактор в год.
Следует разрабатывать специальные технические средства управления ЗПА, если указанные вероятностные показатели не выполняются. В этой связи большое значение имеют свойства внутренней самозащищенности ЯППУ и АЭС в целом. В ОПБ 88/97 содержится требование предусмотреть меры по управлению ЗПА, если они не исключены на основе свойств внутренней самозащищенности реактора и принципов его устройства.
Использованием вероятностных показателей предписывается выполнение вероятностного анализа безопасности д ля каждой конкретной АЭС, в результате которого уточняется и дополнительно обосновывается принятый в составе технического задания на разработку проекта перечень ЗПА.
В отдельную группу выделены аварии без срабатывания аварийной защиты реактора при проектных исходных событиях. Для смягчения последствий этих ЗПА детерминировано предписывается иметь дополнительную систему остановки реактора. В нормативных документах устанавливаются также требования по разработке специальных инструкций, определяющих действия персонала АЭС при ЗПА.
В целом описанные выше требования Российских нормативных документов соответствуют рекомендациям МАГАТЭ.



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