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

Реакторная становка ВВЭР-1500 - 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

В период 1997-2000гг. институтами «Атомэнергопроект» (г. Москва и С.-Петербург) — генеральными проектировщиками, ОКБ «Гидропресс» — главным конструктором реакторной установки, РНЦ «Курчатовский институт» — научным руководителем проектов АЭС и РУ проведены работы по определению возможности создания энергоблока АЭС мощностью 1500 МВт (эл) с реакторной установкой ВВЭР. Работы проводились с учетом «Технических требований на энергоблок большой мощности для широкомасштабного внедрения в период после 2010 года», разработанных в 1996 году ведущими организациями Министерства РФ по атомной энергии.
На основе этих работ в 2000г. была завершена разработка «Концептуального проекта реакторной установки ВВЭР-1500».

Основные положения концепции РУ ВВЭР-1500

Цель разработки — создание реакторной установки ВВЭР для энергоблока АЭС установленной мощностью 1500 МВт (э), показатели уровня безопасности, эксплуатационной надежности и экономичности которого должны превосходить характеристики ВВЭР-1000 и обеспечивать конкурентоспособность проекта на мировом рынке.
Цель достигается за счет:

  1. показателей реакторной установки (тепловая мощность активной зоны 4250 МВт, средняя глубина выгорания 46000-60000, число часов использования установленной мощности в течение года 7600-8100, назначенный срок службы оборудования РУ — 50 лет, корпуса реактора — 60 лет и т.д.);
  2. максимального использования результатов НИОКР в обоснование проектов РУ ВВЭР с учетом опыта эксплуатации РУ ВВЭР на АЭС;
  3. эволюционного развития и совершенствования оборудования и систем действующих РУ ВВЭР-1000 с исключением предпосылок для имевших место при эксплуатации отказов и нарушений;
  4. определения предельного состояния оборудования эксплуатационными методами, средствами и сравнения этих результатов с критериями, указанными в конструкторской документации;
  5. ориентации на имеющуюся промышленную базу России при создании оборудования РУ и связанных с ней систем, основное и вспомогательное оборудование, приборы, системы и материалы должны быть российской поставки;
  6. минимальных и реалистичных вложений для модернизации имеющихся производственных технологий и экспериментальной базы;
  7. развития свойств внутренней самозащищенности реактора;
  8. совершенствования системы защитных барьеров;
  9. обеспечения устойчивости к ошибкам персонала, внешним и внутренним воздействиям при упрощении систем, важных для безопасности;
  10. удовлетворения требований современной нормативно-технической документации РФ с учетом ее развития, учета рекомендаций и норм безопасности МАГАТЭ, требований EUR, публикаций 1NSAG.

Результаты разработки концептуального проекта реакторной установки ВВЭР-1500 с точки зрения выполнения положений «Концепции ...»

Реактор ВВЭР-1500

Определяющее значение на результаты разработки концептуального проекта РУ ВВЭР-1500 имело подтверждение Ижорского завода возможности изготовления корпуса реактора с внутренним диаметром центральной обечайки 4960мм, что позволило разместить активную зону из 241 ТВС, обеспечить получение тепловой мощности 4250 МВт при низкой энергонапряженности активной зоны.
Установлен максимальный внутренний диаметр корпуса реактора в районе активной зоны 4960 мм, при этом конструкция реактора должна обеспечить величину флюенса нейтронов с энергией более I МэВ на стенку корпуса менее 1.1019 н/см2 за 60 лет эксплуатации.
В конструкции реактора реализованы решения, подтвержденные положительными результатами эксплуатации на АЭС реакторных установок ВВЭР-1000.
Сохранены принципиальные решения, ставшие традиционными для ВВЭР:

  1. двухрядное расположение патрубков для присоединения главных циркуляционных трубопроводов;
  2. опорой реактора является цилиндрический бурт на нижней обечайке зоны патрубков;
  3. днище корпуса имеет эллиптическую форму;
  4. нижняя часть корпуса (от входных патрубков Ду 850 и ниже) «гладкая», без каких-либо врезок;
  5. система внутриреакторного контроля (температурного и энерговыделения) компонуется на съемном верхнем блоке (крышке) реактора;
  6. применение днища шахты в виде эллипсоида, перфорированного большим количеством отверстий малого диаметра, обеспечивает, в сочетании с профилированным зазором между днищем шахты и днищем корпуса, равномерное распределение теплоносителя на входе в активную зону, исключение существенных динамических воздействий во входном гидравлическом тракте реактора.

 
Рис. 9.19 Реактор В-448:
1 — верхний блок, 2 - шахта, 3 — БЗТ, 4 — выгородка, 5 — корпус, 6 — активная зона, 7 — днище шахты


Рис. 9.20 Реактор В-448 (поперечные разрезы)

Наряду с использованием проверенных в эксплуатации традиционных решений ВВЭР, в реакторе ВВЭР-1500 разработан ряд усовершенствований, которые должны повысить уровень работоспособности и надежности, в том числе:

  1. изменены внутрикорпусные устройства, принцип закрепления активной зоны в системе внутрикорпусных устройств, который обеспечивает четкую, определенную геометрическую базу фиксации ТВС по высоте: хвостовик на опорной плите шахты, головка — поджимается нижней плитой блока защитных труб, жестко опирающейся на выгородку;
  2. изменена конструкция концевых узлов ТВС (хвостовика и головки) с учетом опыта эксплуатации ВВЭР-1000.

Конструкция реактора ВВЭР-1500 представлена на рис. 9.19 и 9.20.

Основные характеристики реактора

Парогенераторы ПГВ-1500

Определяющим преимуществом применения в проекте горизонтального парогенератора является длительный опыт эксплуатации более 284 парогенераторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 на 54 энергоблоках АЭС в России и за рубежом. Работоспособность и надежность горизонтальных парогенераторов исследована как на этапах разработки, так и, главным образом, в процессе эксплуатации непосредственно на АЭС. Результаты исследований и опыт эксплуатации дают богатейший материал для разработки и создания горизонтального парогенератора для РУ ВВЭР-1500 при минимальном объеме расчетного и экспериментального обоснования.
Разработанный на основе ПГВ-1000М горизонтальный парогенератор ПГВ-1500 обеспечивает получение заданных теплотехнических и геометрических характеристик на основе проверенных конструктивных решений.
Анализ сравнительных характеристик парогенераторов ПГВ-440, ПГВ-1000, ПГВ-1500 свидетельствует о том, что удельная нагрузка ПГВ-1500 близка к удельной нагрузке ПГВ-1000М.
Конструкция ПГВ-1500 принципиально позволяет обеспечить следующие преимущества по сравнению ПГВ-1000М:

  1. повышение надежности работы трубчатки за счет улучшения естественной циркуляции;
  2. повышение эффективности отмывки и шламоудаления из межтрубного пространства и с нижней образующей корпуса;
  3. повышение удобства контроля и осмотра трубчатки и ВКУ со стороны второго контура;
  4. повышение достоверности и удобства контроля металла трубчатки автоматизированными средствами за счет увеличения радиуса гиба, как минимум, вдвое;
  5. упрощение монтажа и демонтажа ПГ за счет отсутствия парового коллектора, а также упрощение компоновки паропроводов.

Использование проверенных конструктивных решений позволяет свести к минимуму объем экспериментального обоснования.
Наряду с этим, проработана возможность применения новых конструктивных решений, к которым относятся:

  1. сепарационная схема с безбарботажными насадками;
  2. один пароотводящий патрубок и пароприемный дырчатый лист с переменной перфорацией.

Полученные характеристики горизонтального парогенератора ПГВ-1500 и отмеченные его преимущества по сравнению с ПГВ-1000М подтверждают целесообразность применения в проекте четырехпетлевой РУ ВВЭР-1500 горизонтальных парогенераторов.
Конструкция и основные характеристики, включая сравнительные, горизонтальных парогенераторов представлены в таблице и на рис. 9.21.

Главный циркуляционный насосный агрегат

В реакторной установке ВВЭР-1500 применен ГЦНА по типу ГЦНА-1391. Большинство узлов насоса (блок уплотнения, подшипники, муфта и т. д.) разработаны с использованием технических решений, примененных на агрегатах ГЦН-195М и ГЦНА-1391 для РУ ВВЭР-1000.

Рис. 9.21 Парогенератор ΠГВ-1500
1 — корпус, 2 — коллектор теплоносителя, 3 — трубным пучок с опорными узлами, 4 — устройство подвода и раздачи питательном воды, 5 — устройство для аварийного расхолаживания ПГ, 6 — устройство раздачи химреагентов, 7 — лист пароприемный дырчатый, 8 — лист погруженный дырчатый

Сравнительная характеристика горизонтальных парогенераторов

Основные характеристики:
подача, м3/час                                                        27000
напор, МПа                                                            0,73
потребляемая мощность (гор./хол.), кВт 7400/11000 частота вращения, об/мин.        750/1500
Конструкция главного циркуляционного насосного агрегата для реакторной установки ВВЭР-1500 с горизонтальными парогенераторами представлена на рис.9.22.
Компоновочные решения РУ ВВЭР-1500 с горизонтальными парогенераторами
Применение ГЦН типа ГЦНА-1391 приводит к традиционной для ВВЭР компоновке петель с U-образными участками («утками»).


Рис. 9.22 Главный циркуляционный насосный агрегат РУ В-448:

1 — электродвигатель, 2 - корпус, 3 — выход теплоносителя, 4 — вход теплоносителя

При разработке компоновочных решений реакторной установки ВВЭР-1500 с горизонтальными парогенераторами и главными циркуляционными насосами типа ГЦНА-1391 ставилась главная задача — вписаться в защитную оболочку реакторного отделения с минимальным внутренним диаметром. Применение разработанных горизонтальных парогенераторов на параметры: температура теплоносителя на входе в парогенератор 330,0вС, расход теплоносителя 27000 м3/час, давление по II контуру 7,34 МПа обеспечивает условия вписывания РУ в защитную оболочку Двн=47 м.
Компоновка РУ ВВЭР-1500 с горизонтальными парогенераторами представлена на рис. 9.23 и 9.24.

Основные характеристики реакторной установки ВВЭР-1500


Мощность тепловая, МВт

4250

Количество петель, шт.

4

Номинальное давление, МПа: первого контура второго контура

15,7
7,34

Паропроизводительность, т/час

8268

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

297,6
330,0

Расход теплоносителя через реактор, м3/час

108000

АСУ ТП

Разработка АСУ ТП проводится на основе технических средств, используемых при разработке АСУ ТП проектируемых и вводимых АЭС с ВВЭР-1000, с широким использованием микропроцессорной техники для реализации всех функций контроля и управления, включая функции безопасности.
Основные принципы, используемые при проектировании АСУ ТП:

  1. высокий уровень автоматизации технологических процессов;
  2. разработка человеко-машинного интерфейса с учетом опыта эксплуатации существующих систем и последних достижений в мировой практике создания щитов управления;
  3. развитие системы поддержки оператора;
  4. высокая функциональная надежность системы;
  5. система контроля и управления создается в виде распределенной иерархической структуры с высоким уровнем интеллекта;
  6. развитая самодиагностика программно-технических средств.

 
Рис. 9.23 Компоновка РУ В-448 (продольный разрез):
1 — реактор, 2 - ГЦНА, 3 — парогенератор, 4 — гидроемкость САОЗ,
5 — компенсатор давления, 6 — барботер


Рис. 9.24 Компоновка РУ В-448 (поперечный разрез):
1 — бассейн выдержки, 2 - емкость САОЗ, 3 — главный циркуляционный насос, 4 — компенсатор давления, 5 — паропровод, 6 — парогенератор, 7 — емкость системы быстрого ввода бора, 8 — шахта верхнего блока, 9 — ВКУ

Структурно АСУ ТП состоит из двух систем:

  1. системы управления и защиты;
  2. системы контроля, управления и диагностики.

К традиционно выполняемым функциям СУЗ и СКУД добавляются новые, основными из которых являются:

  1. автоматическое регулирование поля энерговыделении в активной зоне реактора, включая управление в маневренных режимах;
  2. расширение возможностей по контролю положения ОР СУЗ;
  3. новые возможности по диагностике состояния привода ШЭМ-3;
  4. создание многофункциональной системы контроля, управления и диагностики РУ (СКУД), включающей СВРК и системы оперативной диагностики оборудования РУ, позволяющей реализовать комплексный анализ состояния активной зоны и оборудования РУ и информационную поддержку оперативного персонала, включая формирование советов по стратегии управления активной зоной реактора.

Системы безопасности для охлаждения активной зоны

Технические решения по системам безопасности, в первую очередь, направлены на существенное повышение уровня безопасности РУ за счет использования активных и пассивных систем безопасности, при этом пассивные системы выполняют критические функции безопасности при отказе активных систем и устойчивы к отказам по обшей причине и ошибкам оператора.

Системы безопасности для охлаждения активной зоны:

  1. система аварийного ввода бора;
  2. система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения БВ (комбинированная с использованием струйных и центробежных насосов);
  3. система пассивного залива активной зоны (ГЕ САОЗ первой ступени);
  4. дополнительная система пассивного залива активной зоны (ГЕ САОЗ второй ступени);
  5. система быстрого ввода бора;
  6. система отвода остаточных тепловыделений;
  7. система аварийного расхолаживания ПГ;
  8. система аварийного газоудаления;
  9. система аварийного электропитания.

Характеристики реакторной установки ВВЭР-1500 сравнимы с современными и перспективными PWR:


Наименование параметра

ВВЭР-1500

EPR

N4

Тепловая мощность реактора, МВт

4250

4250

4270

Номинальное давление 1 кожура, МПа

15,7

15,5

15,5

Расчетное давление 1 контура, МПа

17,64

17,6

17,2

Температура теплоносителя. °C на входе на выходе

297,6
330,0

291,8
327,1

292,2
329,5

Расход теплоносителя через реактор, м3

108000

102000

98000

Удельная энергонапряженность а.з., кВт/л

87,0

89,3

105,0

Высота активной зоны, мм

4200

4200

4267

Максимальная линейная нагрузка на твэл, Вт/см

340

390

420

Тип парогенератора

горизонтальный

вертикальный

вертикальный

Паропроизводительность, т/ч

2067

2147

2160

Давление пара на выходе из ПГ, МПа

7,34

7,25

7,23

Температура питательной воды, °C

230

230

229,5

Расчетное давление по 2 контуру, МПа

9,5

9,7

 



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