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

Основные результаты теплогидравлического расчета системы охлаждения реактора 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

Характеристики оборудования первого контура

Основные геометрические характеристики оборудования первого контура и гидравлические потери и температура теплоносителя по тракту первого контура в номинальном режиме представлены в таблицах.
Геометрические характеристики оборудования первого контура

Гидравлические потери давления и температура теплоносителя по тракту первого контура

Эксплуатационные режимы работы реакторной установки

Главные циркуляционные насосы предназначены для создания циркуляции теплоносителя в главном циркуляционном контуре реакторной установки.
При работе ГЦНА необходимо поддерживать давление в первом контуре выше минимально допустимого значения по условиям кавитации на всасывании ГЦНА.
Основными стационарными эксплуатационными режимами работы реакторной установки являются:

  1. режим работы на четырех петлях и номинальной мощности;
  2. режимы работы на трех и двух петлях на мощности 67% (три петли), 50% (две противоположных петли), 40% (две смежных петли);
  3. режим естественной циркуляции теплоносителя по первому контуру с отводом остаточного тепла активной зоны после останова реактора.

При работе на трех или двух петлях (на неработающих петлях ГЦНА отключены, а парогенераторы этих петель подключены по пару к паровому коллектору) температурный режим работающих петель практически идентичен случаю работы всех четырех петель. Через петли с отключенными ГЦНА имеет место обратный поток теплоносителя из входной камеры реактора через парогенератор в выходную камеру реактора. Температура теплоносителя обратного потока на участке неработающей петли от входных патрубков реактора до парогенератора равна температуре теплоносителя, входящего в реактор из работающих петель, а на участке от парогенератора до выходных патрубков реактора практически равна температуре насыщения при давлении пара в главном паровом коллекторе.
Естественная циркуляция используется для отвода остаточного тепловыделения активной зоны после реактора и обесточивания ГЦНА. Возможность этого режима подтверждается расчетным анализом и опытными проверками на головных блоках с реакторами ВВЭР-1000. Мощность, отводимая от активной зоны естественной циркуляцией теплоносителя, составляет 10% от номинальной, что существенно выше вероятной величины остаточных тепловыделений. При указанной мощности теплоноситель на выходе из максимально нагруженных кассет активной зоны имеет недогрев до температуры насыщения не менее 15°С.
При обесточивании ГЦНА происходит плавный переход с принудительной циркуляцией в первом контуре на естественную в процессе выбега ГЦНА.

Работа в режимах с изменением нагрузки

Реакторная установка допускает работу в режимах нормальной эксплуатации с изменениями нагрузки. Указанные режимы учтены при проектировании системы компенсации давления, систем регулирования реактора и турбины, системы регулирования питательной воды парогенераторов, а также элементов и оборудования реакторной установки в отдельности и при работе как единое целое.
Рассогласование нагрузки турбогенератора и мощности реактора в переходных режимах приводит к изменению давления пара в парогенераторах и в паровом коллекторе и соответствующему изменению температурного режима и давления в первом контуре. Системы автоматического регулирования мощности, система компенсации давления, система питательной воды и поддержания уровней в парогенераторах обеспечивают под держание параметров установки без превышения допустимых пределов.
При работе энергоблока на мощности турбогенератор и шины собственных нужд синхронизированы по частоте с внешней электросетью. Для этого состояния в проекте РУ рассматриваются гидравлические нагрузки в реакторе при отклонениях частоты в сети питания ГЦНА до 50,5Гц в НУЭ и до 55 Гц в ННУЭ.
В случае отключения турбогенератора от внешней электрической сети 500 кВ шины собственных нужд кратковременно остаются подключенными к турбогенератору с последующим переводом питания собственных нужд через резервные трансформаторы от источника 220 кВ. При этом в переходном режиме переключения питания возможно кратковременное повышение частоты на шинах собственных нужд.
По превышению числа оборотов турбогенератора на 10% сверх номинальных оборотов предусматривается закрытие стопорных клапанов турбины.
При консервативном рассмотрении этой ситуации, т.е. при работе ГЦНА на частоте до 55 Гц гидравлические нагрузки в реакторе могут увеличиться на 20% по сравнению с номинальным режимом. Расчетный запас до всплытия ТВС при НУЭ с учетом отклонения частоты до 50,5 ГЦ составляет не менее 40% (проектный критерий по запасу до всплытия 20%). Следовательно, при отклонении частоты до 55 ГЦ обеспечивается не всплытие ТВС.
Увеличение гидравлических нагрузок в реакторе при увеличении частоты до 55 ГЦ не приводит к перемещениям ВКУ, поскольку блок защитных труб и внутрикорпусная шахта реактора поджаты через упругий элемент, установленный между фланцем БЗТ и крышкой реактора.
Ниже приводятся теплогидравлические характеристики первого контура при работе трех и двух ГЦНА.


Наименование параметра

Численное значение

Количество работающих ГЦНА

3

2 напротив

2
смежные

Мощность реактора, МВт

2010

1500

1200

Расход теплоносителя в петле с работающим ГЦНА, м3

24130

25700

25730

Расход теплоносителя в петле с неработающим ГЦНА, м/ч

8400

5350

5350

Расход теплоносителя через реактор, м3

63990

40700

40760

Температура теплоносителя в холодных нитках петель, °C

288,8

288,8

287,4

Температура теплоносителя в горячей нитке петли с работающим ГЦНА, °C

311,7

312,7

305,8

Температура теплоносителя в горячей нитке петли с неработающим ГЦНА, °C

278,1

277,4

277,3

Мощность петли с работающим ГЦНА, МВт

635,9

676,6

536,6

Мощность петли с неработающим ГЦНА, МВт

102,3

73,4

63,4

Давление пара в коллекторе парогенератора на петле с работающим ГЦНА, МПа

6,22

6,24

6,18

Давление пара в коллекторе парогенератора на петле с неработающим ГЦНА, МПа

6,08

6,08

6,08

Определение расхода теплоносителя в первом контуре

Главные циркуляционные насосы спроектированы таким образом, чтобы обеспечить расход теплоносителя через реактор не менее проектного минимального расхода при максимально возможном гидравлическом сопротивлении тракта первого контура и минимально возможной напорной характеристике насоса.
Максимально возможное гидравлическое сопротивление первого контура определяется как сумма наиболее вероятного (номинального) его значения плюс погрешность его знания. При этом погрешность знания гидравлического сопротивления первого контура принимается равной трем значениям среднеквадратичной величины, определяемой по среднеквадратичным значениям погрешностей КГС отдельных участков тракта первого контура. Среднеквадратичные значения КГС отдельных участков первого контура определены на основе экспериментальных данных на моделях и головных блоках ВВЭР-1000.
В гидравлическом анализе используется напорная характеристика G-Η насоса, подтвержденная стендовыми испытаниями при рабочих параметрах теплоносителя. Проектный допуск на напорную характеристику учитывает технологические отклонения, а также погрешности измерения напора и расхода по результатам стендовых испытаний партии изготовленных насосов и указывается в технических условиях на ГЦНА.
В период проведения пусковых и наладочных работ и в процессе эксплуатации АЭС расход теплоносителя по петлям определяется следующими способами:

  1. на основании измеренного напора по его паспортной характеристике G-H;
  2. с использованием методов тепловых балансов по первому и второму контуру.

В процессе эксплуатации АЭС измеренные значения расходов теплоносителя по петлям и через реактор с учетом погрешностей указанных способов его определения должны быть не менее минимального проектного расхода и не более максимального проектного расхода с вероятностью не менее 95%.
Анализ режимов работы РУ на 3-х и 2-х ГЦНА и соответственно на допустимых мощностях реактора 67% Νηομ и 50 (40)% ΝΗΟΜ показывает, что гидродинамические характеристики кассет также монотонны и обеспечивают стабильное распределение расходов теплоносителя по кассетам.
О стабильности расходов по кассетам свидетельствуют стабильные показания датчиков температур на выходе из кассет на действующих в России реакторах ВВЭР-1000.
Конструкция и характеристики оборудования РУ, параметры теплоносителя обеспечивают необходимые условия, при которых не возникает недемпфированные колебания и другие теплогидравлические нестабильности в режимах нормальных условий эксплуатации и с предполагаемыми эксплуатационными нарушениями.
В режимах с нарушением нормальных условий эксплуатации недемпфированные колебания потока в кассетах активной зоны, а также в субканалах кассет не возникают в силу следующих причин:

  1. в области энерговыделений, расходов и массовых паросодержаний теплоносителя, соответствующих протеканию рассматриваемых режимов, статические расходно-напорные характеристики кассет и субканалов сохраняют однозначность. Кипение теплоносителя с кассетах и субканалах с невысоким паросодержанием (х<0,2) в переходных режимах может реализоваться кратковременно — до момента срабатывания аварийной защиты или снижения мощности реактора;
  2. в составленной из бесчехловых кассет активной зоне кассеты и субканалы представляют собой единую, гидравлически связанную систему. Благодаря этому имеются условия для выравнивания давления теплоносителя в поперечных сечениях по высоте активной зоны. Таким образом, как в стационарных, так и в переходных режимах отсутствует необходимое условие (изолированность отдельных каналов) для возбуждения недемпфированных колебаний потока.

Исследования гидродинамики внутри корпусного тракта реактора на моделях в стендовых условиях и на блоках АЭС с серийной РУ В-320 показывают, что в кассетах активной зоны расходы теплоносителя стабильны во времени и распределение расходов по кассетам на входе устойчивое. Натурные измерения пульсаций давления по тракту циркуляции теплоносителя на блоках АЭС показывают, что пульсации давления в различных точках тракта реактора незначительны; максимальная амплитуда их не превышает 0,01 МПа и имеет место в камере опорных труб шахты. Эти пульсации давления не оказывают ощутимого влияния на стабильность расходов через кассеты и на стабильность теплоотвода с твэлов.



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