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

Экспериментально-исследовательское обоснование проектов РУ 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

Работоспособность, надёжность и безопасность реакторных ВВЭР всех поколений и различных модификаций подтверждаются не только многолетней успешной практикой их эксплуатации на АЭС, но и в значительной степени обеспечены комплексными экспериментально-исследовательскими и расчетно-теоретическими работами, проводимыми в обоснование РУ на различных этапах жизненного цикла оборудования. При этом в наиболее значительных объёмах и номенклатуре такое обоснование выполняется, как правило, на стадиях, предшествующих вводу оборудования РУ в эксплуатацию. Опытно-конструкторскому бюро «Гидропресс», как предприятию Генерального конструктора РУ ВВЭР, принадлежит ключевая роль в организации и координации экспериментально-исследовательских и расчетнотеоретических работ.
Становление и развитие экспериментально-исследовательской базы (ЭИБ) в обоснование РУ ВВЭР происходило в неразрывной связи с эволюцией самих ВВЭР. При этом значительное влияние на современный облик ЭИБ наложил ряд факторов:: прогресс в развитии программно-вычислительных комплексов и ПЭВМ; накопление, обобщение и систематизация опыта эксплуатации РУ ВВЭР на действующих энергоблоках; общемировые опыт и тенденции развития атомной энергетики.
Фактически начав формироваться с 1960-х г.г., ЭИБ РУ ВВЭР в настоящее время развивается по следующим основным направлениям:

  1. физика активных зон;
  2. теплофизика (теплогидравлика, гидродинамика);
  3. безопасность (поведение в аварийных режимах, течи теплоносителя, повторный залив, кризис теплоотдачи);
  4. испытания топлива (реакторные, после реакторные);
  5. материаловедческие, включая изучение влияния на реакторные материалы факторов облучения, коррозии и термомеханического старения;
  6. работоспособность оборудования и систем, в том числе важных для безопасности;
  7. эксплуатационный мониторинг и техническая диагностика вводимого в эксплуатацию и действующего оборудования, включая специализированные пуско-наладочные измерения (СПНИ) на этапах освоения мощности РУ;
  8. верификация программных комплексов, используемых в обосновании безопасности РУ в условиях проектных и запроектных аварий.

Прежде чем более подробно остановиться на различных аспектах экспериментального обоснования проектов РУ ВВЭР, необходимо отметить, что много направленность и комплексность задач, решаемых предприятием Генерального конструктора РУ ВВЭР, изначально предполагает его широкое сотрудничество с другими специализированными организациями.
Создание ЭИБ РУ ВВЭР стало возможным благодаря коллективным усилиям большого числа научно-исследовательских, проектно-конструкторских и производственных предприятий отрасли при активной поддержке академической науки. Например, в разработку методологии, методов и средств специализированных пуско-наладочных измерений (СПНИ), выполняемых специалистами ОКБ «Гидропресс» на этапах ввода в эксплуатацию каждого нового энергоблока с ВВЭР-1000, фундаментальный вклад внесен Институтом Машиноведения им. Акад. А. А. Благонравова Российской Академии наук (ИМАШ РАН).
ЭИБ РУ ВВЭР в настоящее время, наряду со стендовой базой ОКБ «Гидропресс», включает целый ряд экспериментальных установок и стендов, находящихся в смежных организация (РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИНМ, НИИАР, НПО ЦНИИТМАШ, ОКБМ, ФЭИ, ЦНИИКМ «Прометей», ПО «Ижорский завод», ЦКБМ, ЭНИЦ ВНИИАЭС и других). Уникальный практический опыт, накапливаемый при пусконаладке и эксплуатации РУ ВВЭР на действующих АЭС в РФ и за рубежом, позволяет утверждать, что и энергоблоки АЭС с ВВЭР являются существенным звеном ЭИБ РУ ВВЭР (её полигоном), особенно с точки зрения учета практики эксплуатации при разработке новых конструктивных решений.
Сложившаяся годами специализация по направлениям экспериментального обоснования проектов РУ ВВЭР выглядит следующим образом. Исследования по физике активных зон, испытания топлива, а также исследования влияния облучения на реакторные
материалы проводятся в основном на экспериментальных установках Научного руководителя — РНЦ «Курчатовский институт». Исследования по активным зонам ВВЭР-440 были выполнены на критических стендах ВВ-9, СФ-9, на подкритической сборке реактора Ф-1. При экспериментальной отработке активных зон ВВЭР-1000 были выполнены серии модельных испытаний на стендах ВВ-9, СФ-9, 3Р-6 и на стенде №7 (в г. Электросталь), а также проведено исследование трех полномасштабных зон с двухгодичной топливной кампанией (V блок НВАЭС, I блок ЮУАЭС и I блок Клн АЭС). Физические эксперименты и исследования характеристик управляемой цепной реакции деления ядер проведены на критических сборках с композициями из 7, 19, 37 штатных бесчехловых кассет ВВЭР-1000 в составе стендов «П» и «СК-физ», представляющих собой реакторы нулевой мощности с водяным замедлителем и оснащенных технологическими системами, СУЗ, КИП, системой контроля нейтронного потока и т.д.
Теплофизические исследования и изучение вопросов безопасности, связанных с теплофизическими явлениями, осуществляются на экспериментальных установках нескольких предприятий, в числе которых ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», ФЭИ и ЭНИЦ ВНИИАЭС. Стенд КС, сооруженный в РНЦ «Курчатовский институт» в 1967 году, являлся самым мощным в нашей стране в 70-80 годах (мощность электрообогрева до 6 МВт) и использовался для изучения гидравлики и теплообмена на моделях тепловыделяющих сборок ВВЭР-440 в условиях, максимально приближенных к натурным (максимальное количество обогреваемых твэлов-37). Однако, данный стенд, из-за низкой величины предельно допустимого давления (11 МПа), имел весьма ограниченное применение к ТВС ВВЭР. С 1969 года в ОКБ «Гидропресс» был введен в эксплуатацию теплофизический стенд исследований кризиса теплопередачи и закризисного теплообмена (электрическая мощность, подводимая к экспериментальному каналу, составляет МВт). На данном стенде были реализованы серии многочисленных опытов с 7— и 19— стержневыми пучками твэлов, а также на одиночном испытательном стержне в кольцевом канале. Разработанные на базе полученных данных корреляция Безрукова и формфактор Астахова для учета влияния неравномерности максимального тепловыделения применены в проектных теплогидравлических расчетах реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Эти корреляции известны и применяются как в России, так и за рубежом дня случаев резкого снижения расхода через пучок, а также для стационарных условий. В результате исследований закризисной теплоотдачи на 7-стержневых пучках и на одиночном кольцевом канале в диапазоне давлений от 0,5 до 15,7 МПа и массовых скоростей от 8 до 2200 кгс/м2с получено более 1400 опытных точек, которые позволили уточнить расчетные корреляции, заложенные в проектных расчетах реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

В 1969 году в ОКБ "Гидропресс" был создан базовый стенд аварийных режимов — стенд безопасности, на котором исследуются процессы в РУ ВВЭР, сопровождающие аварию с потерей теплоносителя: распределение давлений по тракту циркуляции, динамика истечения, реактивные усилия на элементы конструкции, температурный режим и деформации оболочек твэлов, унос воды в «течь». Объемно-мощностной масштаб стенда безопасности составляет 1:3000. Полученные на стенде экспериментальные данные при моделировании течей различного диаметра легли в основу теплофизических расчетов, выполняемых в обоснование безопасности РУ ВВЭР, а также используются для верификации расчетных теплогидравлических кодов (ТРАП, КОРСАР и др.), описывающих различные сценарии поведения реакторной установки в условиях аварий. Существенными звеньями ЭИБ РУ ВВЭР по направлениям теплофизики, безопасности и верификации расчетных кодов, помимо вышеперечисленных стендов ОКБ «Гидропресс», являются: стенды ФЭИ (стенд кризиса СВД-2, позволяющий исследовать явления кризиса теплообмена на 37— стержневых пучках и др.), а также стенды, сооруженные в 90-х годах в ЭНИЦ ВНИИАЭС (стенд ИСБ, имеющий объемно-мощностной масштаб 1:3000, и стенд ПСБ масштабом 1:300, не имеющий аналогов в РФ по своим возможностям реализовывать исследования вопросов безопасности при течах из 1 контура с большими диаметрами). Здесь необходимо отметить, что в свете требований современных международных нормативных документов и иностранных заказчиков на строительство АЭС, вопросы верификации расчетных кодов, обосновывающих безопасность РУ ВВЭР, приобретают всё более актуальное значение. В этой связи, наличие независимых стендов безопасности в ОКБ «Гидропресс» (СБ) и в ЭНИЦ ВНИИАЭС (ИСБ и ПСБ), имеющих различные конструктивно-масштабные характеристики, создает весьма надежную основу для выполнения соответствующих требований иностранных Заказчиков.
Значительное место в теплофизическом направлении занимают вопросы гидродинамики, которые применительно к ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 достаточно хорошо изучены на стендах ОКБ «Гидропресс» (семикассетный стенд низкого давления ВВЭР-1000, 4-петлевой стенд ВВЭР-1000, большой сепарационный стенд, аэродинамический стенд, стенд двухфазных потоков и др.) и ФЭИ (большой аэродинамический стенд и др.). Соответствующая экспериментальная информация, полученная на вышеперечисленных стендах, нашла своё отражение в обосновывающих материалах проектов РУ ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и их модификаций.
Исследования прочности, ресурса и работоспособности проектируемого оборудования ВВЭР были бы невозможны без базовых стендов, воспроизводящих в комплексе рабочие условия I и II контуров по параметрам гидродинамики, термосилового нагружения, водно-химического режима и граничным условиям. Такими базовыми стендами стали сооруженные на рубеже 1970-80-х г.г. в ОКБ «Гидропресс» стенды горячих обкаток ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, семикассетный стенд высокого давления ВВЭР-1000, стенд испытаний на виброизнос, стенд испытаний узлов уплотнений, стенд коррозионных испытаний и др., на которых прошли всестороннюю проверку и получили рекомендации по усовершенствованию наиболее ответственные элементы и узлы оборудования главного циркуляционного контура, а также тепловыделяющие сборки и электромеханизмы (в частности, привода системы управления и защиты реактора), влияющие на безопасность РУ. В частности, созданный в 1979г. семикассетный стенд высокого давления ВВЭР-1000 позволил выполнить комплексные гидравлические испытания кассет в ансамбле из семи штук и приводов СУЗ ВВЭР-1000 в условиях, максимально приближенных к натурным, включая испытания кассет на ресурс и длительную прочность при номинальных рабочих параметрах теплоносителя. Стенд коррозионных испытаний позволил проводить испытания моделей в условиях основных натурных параметров парогенератора, формировать на теплообменном трубном пучке испытываемых моделей отложения, близкие по толщине и химическому составу к эксплуатационным, в условиях варьируемых водно-химических режимов II контура. На стенде испытаний уплотнений получено экспериментальное обоснование для прокладок из расширенного графита к фланцевым разъемам оборудования I и II контуров РУ ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, после чего началось внедрение графитовых уплотнений на действующих энергоблоках с целью повышения надежности и увеличения срока службы соответствующих фланцевых разъемов. Вышеперечисленные стенды, а также созданные в ОКБ «Гидропресс» в конце 1990-х г.г. новые уникальные стенды такие, как сейсмический стенд испытаний приводов СУЗ и ТВС ВВЭР-1000, стенд испытаний теплообменника системы пассивного отвода тепла (СПОТ), стенд испытаний ТВС ВВЭР- 1000 в режимах, моделирующих аварию с разрывом ГЦТ и др., свидетельствуют о том, что ЭИБ РУ ВВЭР постоянно совершенствуется в соответствии с задачами повышения безопасности АЭС с ВВЭР и адаптирована к требованиям международных стандартов.
В заключение, кратко рассмотрим реализацию подходов к обоснованию проектов РУ ВВЭР на стадии ввода в эксплуатацию. В качестве примера на рис. 10.1 показан состав систем специализированных пуско-наладочных измерений (СПНИ), используемых при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Ростовской АЭС в 2000-2001 г.г. Со времени ввода в эксплуатацию первого энергоблока с ВВЭР-1000 (таковым является энергоблок №5 Ново- Воронежской АЭС) энергоблок № 1 Ростовской АЭС стал двадцатым по счету, где в значительном объеме реализованы СПНИ для проверки и подтверждения проектных решений по РУ ВВЭР-1000. В состав СПНИ энергоблока №1 Ростовской АЭС входили следующие четыре основных вида систем (рис. 10.1):

  1. измерения вибродинамических характеристик оборудования (01, 02, 03, 04, 06);
  2. контроля термомеханической нагруженности элементов ГЦК (03, 04, 05);
  3. теплогидравлических измерений (07, 08, 09);
  4. контроля параметров регулирования реактивности (10, 11, 12).

Объем и зоны расстановки датчиков в системах СПНИ энергоблока № 1 Ростовской АЭС во многом преемственны по отношению к аналогичным системам СПНИ на ранее вводимых в эксплуатацию серийных энергоблоках и, в то же время, имеют свою специфику, учитывающую достигнутый объем знаний и наиболее актуальные вопросы, стоящие на текущий момент времени. В частности, соблюдение принципа преемственности позволяет оценивать приемлемость исходного состояния каждого нового реактора серии с учетом допускаемых технологических отклонений при изготовлении и монтаже оборудования по отношению к исходному состоянию головного реактора, уже успешно наработавшего значительный ресурс.
Первичные преобразователи (датчики) устанавливаются в наиболее характерных зонах исследуемого оборудования (сечения входных и выходных патрубков, области поворота потока, зоны конструктивной неоднородности), где измерения контролируемых параметров проводятся на всем протяжении пуско-наладочных работ, начиная от циркуляционной промывки и кончая сдаточными испытаниями оборудования РУ. Заключение о приемлемости состояния смонтированного оборудования и соответственно, готовности РУ к выходу на мощность формируется по результатам пуско-наладочных измерений и ревизий оборудования на этапах холодной и горячей обкаток.
На рис. 10.2 показан состав измерительных средств, использованных для внутриреакторного виброконтроля на энергоблоке № 1

Рис. 10.1 Система пусконаладочных измерений (СПНИ) для Ростовской АЭС, блок 1

Ростовской АЭС на этапах холодной и горячей обкаток. Для регистрации параметров вибрации ВКУ использовались разработанные в ОКБ «Гидропресс» при тесном сотрудничестве со специалистами ИМАШ РАН и НПО ЦНИИТМАШ датчики следующих типов:

  1. термостойкие тензорезисторы для определения динамических деформаций при температурах до 450 °C;
  2. датчики пульсаций давления с чувствительностью не ниже 1 КПа при уровнях статического давления до 25 М Па;
  3. двухкомпонентные акселерометры для регистрации виброускорений в диапазоне от 0,2 до 3,0 g.

Указанные датчики устанавливались на основных элементах ВКУ: шахте, обечайке блока защитных труб, опорных стаканах, днище шахты и имитаторах кассет.
Результаты испытаний признаются приемлемыми, если, в совокупности с положительными результатами ревизии ВКУ после окончания испытаний, контролируемые параметры вибронагруженности ВКУ отвечают условиям вибропрочности и не превышают соответствующих контрольных значений, отражающих вибронагруженность всех ранее исследованных реакторов, включая головной реактор энергоблока №5 Ново-Воронежской АЭС, и означающих соответствие проектным условиям по сборке ВКУ и гидродинамической обстановке в проточной части главного циркуляционного контура РУ. В практике пуска энергоблоков с ВВЭР-1000 известны случаи превышения тех или иных параметров вибрации над контрольными значениями. Так, при пуско-наладочных измерениях на реакторе блока №2 Южно-Украинской АЭС зафиксированы повышенные пульсации давления на оборотной частоте ГЦН с соответствующим повышением интенсивности этой же составляющей в спектре динамических напряжений. По результатам дополнительного анализа была выявлена повышенная вибрация электродвигателя ГЦН. После добалансировки ГЦН отмеченные превышения параметров вибрации были устранены. Другой случай имел место на реакторе блока №1 Хмельницкой АЭС, где при нормальной гидродинамической обстановке в 1 контуре были зафиксированы повышенные характеристики динамического отклика ВКУ. Результатом дополнительного анализа явилась разборка ВКУ и доработка посадочных поверхностей шахты реактора. Повторные измерения, проведенные после сборки реактора с доработанной шахтой, показали снижение уровня вибронагруженности ВКУ до контрольных значений.


Рис. 10.2 Состав измерительных средств при проведении пусконаладочных динамических измерений на реакторе Ростовской АЭС, блок 1:
1 — корпус реактора, 2 — обечайка БЗТ, 3 — шахта внутри корпусная, 4 — центральный имитатор топливной кассеты, 5 — опорная труба ►- преобразователь пульсации давления,
- + I - тензорезисторы,
— виброизмерительный преобразователь

Отмеченные выше аномальные случаи вибронагруженности элементов ГЦК, являющиеся следствиями отклонений от проектных требований на стадиях изготовления и монтажа оборудования, свидетельствуют об эффективности СПНИ как инструмента для диагностирования готовности РУ к вводу в эксплуатацию. В ходе СПНИ на энергоблоке №1 Ростовской АЭС было установлено, что характеристики вибрационной и термомеханической нагруженности смонтированного оборудования РУ в целом удовлетворяют установленным критериям. Таким образом, проект РУ ВВЭР-1000 в очередной раз получил необходимое экспериментальное подтверждение, а энергоблок № 1 Ростовской АЭС успешно введен в эксплуатацию.



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