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

Обоснование конструкционной прочности - продление срока службы 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

Обоснование конструкционной прочности - основа решения проблемы обеспечения продления срока службы оборудования РУ ВВЭР
По мере исчерпания проектного срока службы оборудования РУ и технологических систем АЭС энергоблоки должны выводиться из эксплуатации. Для замещения мощностей выводимых из эксплуатации энергоблоков требуется строительство новых энергоблоков и проведения дорогостоящих и длительных работ по снятию с эксплуатации старых.
Поэтому проблема продления срока службы АЭС становится важной для всех стран, связанных с атомной энергетикой. В связи с этим актуальна реалистическая оценка состояния оборудования, обоснование его безопасной эксплуатации, исследование возможности и разработка способов продления ресурса АЭС.
Достоверность обоснования ресурса оборудования АЭС в значительной мере зависит от полноты знаний о его напряженном состоянии при эксплуатации, знаний закономерностей изменения свойств конструкционных материалов под воздействием нейтронного облучения, при взаимодействии с теплоносителем первого контура и водной средой второго контура, характера температуры нагружения, прежде всего циклических нагрузок. В работе [17] представлены результаты экспериментальных исследований в обоснование проектных критериев надежности и ресурса оборудования АЭС с использованием оптически чувствительных моделей и натурных узлов оборудования реакторных установок, испытаний крупногабаритных образцов с искусственными дефектами, исследований изменения свойств материалов в условиях эксплуатации, разработки мероприятий по обеспечению заданного срока службы и способы продления ресурса оборудования АЭС.
Для разработки и внедрения комплекса технических мероприятий для обеспечения назначенного срока службы и продления срока службы оборудования АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 решались следующие научные задачи:

  1. исследование напряженно-деформированного состояния корпуса реактора, парогенератора и трубопроводов,
  2. выявление механизмов деградации свойств конструкционных материалов в процессе изготовления и эксплуатации и разработка методов восстановления свойств и снижения уровня повреждений;
  3. исследование совместного влияния на свойства материалов напряжений в конструкциях и окружающей среды (нейтронного облучения, температуры, взаимодействия с теплоносителем и коррозионной средой второго контура), разработка требований к составу и свойствам применяемых конструкционных сталей и водно-химическому режиму.

В ОКБ «Гидропресс» был создан комплекс измерительных систем и методик на базе голографической интерферометрии, тензометрии и фотоупругости для определения остаточных напряжений и деформаций в элементах энергетического оборудования в процессе изготовления, монтажа и эксплуатации, а также моделирования дефектов и определения параметров их развития.
При испытаниях моделей оборудования и отдельных элементов реакторов, парогенераторов и трубопроводов выявлялись наиболее нагруженные узлы и определялась реальное напряженное состояние с учетом конструкционных неоднородностей и технологии изготовления, устанавливались закономерности формирования остаточных напряжений в процессе изготовления и монтажа оборудования.
Испытания при циклическом нагружении и разрушении крупногабаритных моделей сосудов и образцов с имитаторами трещин выявили условия усталостного роста трещин и последующего разрушения, подтвердившие приемлемость критериев механики разрушения для анализа прочности сосудов давления.
Накоплен большой объем результатов испытаний материалов, применяемых для изготовления оборудования АЭС, при статическом и циклическом нагружении, в том числе в теплоносителе, воде второго контура, после нейтронного облучения, позволивших установить эмпирические зависимости свойств, использованные для расчетов на прочность.
Выявлены возможности значительного увеличения срока службы оборудования АЭС путем уточнения условий перемешивания теплоносителя в опускных каналах реактора, оптимизации технологии изготовления и монтажа, ограничений примесей и легирующих элементов в составе сталей, восстановления свойств металла, охрупченного под воздействием нейтронного облучения.
Внедрение мероприятий по обеспечению безопасной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 и внедрение отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 (типа В-230) позволили не только обеспечить эксплуатацию в течение назначенного срока службы, но и создать основу для дальнейшей эксплуатации сверх проектного срока службы.
Разработанные и внедренные мероприятия по парогенераторам позволили обеспечить их безопасную эксплуатацию в течение назначенного срока службы, для вновь изготавливаемых парогенераторов обоснована возможность эксплуатации сверх назначенного срока службы.
Комплекс работ по трубопроводам позволил обосновать применимость концепции «течь перед разрушением», что дает возможность компенсировать некоторый «дефицит» безопасности для энергоблоков 1-го поколения.
Решение о продлении срока службы оборудования реакторных установок принимается на основе выполнения комплекса поверочных расчетов прочности, обосновывающих остаточный ресурс. Обоснование включает анализ истории эксплуатации оборудования РУ в том числе:

  1. уточнение перечня эксплуатационных режимов;
  2. определение фактического количества циклов эксплуатационных режимов;
  3. прогноз количества циклов эксплуатационных режимов на продлеваемый срок службы;
  4. анализ отступлений от проекта при изготовлении и монтаже оборудования;
  5. анализ результатов эксплуатационного контроля;
  6. анализ результатов ремонтных работ.

Обоснование также включает анализ изменения свойств материалов под воздействием эксплуатационных условий и прогноз изменения свойств материалов на продленный срок службы.
Выполненный комплекс исследований позволяет разработать и обосновать проекты усовершенствованных реакторных установок со сроком службы 50 лет.



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