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

Участники создания реакторных установок 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

В создании реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций принимали непосредственное участие ведущие Министерства, ведомства, предприятия и организации, наиболее квалифицированные специалисты различных профилей. Координирующую роль заказчика в целом по АЭС с ВВЭР играло Министерство энергетики и электрификации со своими Главными управлениями и организациями Генерального проектировщика - институт «Теплоэлектропроект» (впоследствии «Атомэнергопроект») и его отделения (Ленинградское, Горьковское и др.).
Определяющую роль в разработке концептуальных основ АЭС с ВВЭР и создании проектов реакторных установок ВВЭР играло Министерство Среднего Машиностроения со своими Главными управлениями и организациями научного руководителя проектов РУ и АЭС (ИАЭ им. Курчатова), Главного конструктора реакторных установок ВВЭР (ОКБ «Гидропресс»), Главных конструкторов отдельного оборудования и проблем, отвечая за обеспечение безопасности АЭС, в первую очередь, за ядерную, обеспечивая полное решение проблемы топливного цикла и многих других проблем.
В создании АЭС с ВВЭР принимали участие многие Министерства страны и многочисленные их организации и предприятия.
Ниже перечислены лишь основные участники создания реакторных установок ВВЭР для АЭС.

Главный конструктор реакторных установок ВВЭР

ОКБ «Гидропресс» до разработки проектов АЭС с ВВЭР-440 (В-318) и АЭС с ВВЭР-1000 выполнялись функции Главного конструктора реактора с оборудованием шахтного объема и парогенераторов. По постановлению Правительства (сентябрь 1971 г.) ОКБ «Гидропресс» назначено Головной организацией по реакторным установкам ВВЭР. С этого момента ОКБ «Гидропресс» выполняло функции Главного конструктора реакторных установок ВВЭР для АЭС всех типов, созданных в нашей стране и за рубежом, разрабатывало системы и оборудование РУ в номенклатуре, объеме и границах, определенных техническими заданиями и разделительными ведомостями с Генпроектировщиком АЭС, отвечая за работоспособность, экономичность, надежность и безопасность реакторных установок. ОКБ «Гидропресс» осуществлялся авторский надзор за
изготовлением, монтажом, испытаниями и эксплуатацией оборудования и систем РУ, разработанных им и субподрядными организациями. ОКБ «Гидропресс» выдавались технические требования и осуществлялась координация работ субподрядных научных, проектных, конструкторских, производственных организаций, выполняющих части проектов реакторных установок.

Научный руководитель проектов реакторных установок ВВЭР и АЭС с ВВЭР

Бессменным Научным руководителем проектов РУ ВВЭР и АЭС с ВВЭР после И. В. Курчатова был А. П. Александров и руководимый им Институт Атомной энергии им. Курчатова.
При создании проектов реакторных установок ВВЭР ИАЭ им. Курчатова разрабатывались научные проблемы, которые закладывались в основу технических заданий на реакторную установку и АЭС в целом, осуществлялись консультации по новым научным вопросам в работах организаций Генерального проектировщика АЭС и Главного конструктора реакторных установок ВВЭР, выполнялись комплексные работы по нейтронно-физическим расчетам активных зон, их экспериментальному обоснованию и руководству физическими и энергетическими пусками РУ ВВЭР.

Генеральный проектировщик АЭС с ВВЭР

Функции Генерального проектировщика АЭС с ВВЭР выполняли Московский институт Атомтеплоэлектропроект» (впоследствии «Атомэнергопроект») со своими отделениями в Ленинграде, Горьком, Харькове, Киеве.
АТЭП проектировал АЭС целиком и отвечал за соответствие проекта всем требованиям технического задания и действующей нормативно-технической документации, в том числе по экономичности, надежности и безопасности, за ведение авторского надзора при строительстве, монтаже, наладке и эксплуатации АЭС.
Московский институт «Атомтеплоэлектропроект» разрабатывал проекты АЭС с ВВЭР-440 (В-179, В-230, В-213), ВВЭР-1000 (В-187, В-320, В-392).
Ленинградское отделение АТЭП разрабатывало проекты АЭС с ВВЭР-440 (В-230, В-213), ВВЭР-1000 (В-428), ВВЭР-640 (В-407).
Горьковское отделение АТЭП разрабатывало проекты АЭС с ВВЭР-440 (В-270), ВВЭР-1000 (В-338, В-320 для Калининской АЭС).
Харьковское отделение АТЭП разрабатывало проекты АЭС с ВВЭР-1000 (В-302, В-338, В-320 для Южно-Украинской АЭС).
Киевское отделение АТЭПа разрабатывало проекты АЭС «Пакш» с ВВЭР-440 (В-213).

Научно-исследовательские и конструкторские организации

В создании реакторных установок ВВЭР для АЭС принимали участие многие ведущие научно-исследовательские и конструкторские организации, обеспечившие решение ряда научно-технических проблем, заложенных в требованиях проектов РУ и АЭС в целом. Наибольший вклад в создание РУ для АЭС с ВВЭР внесли следующие организации.

Ижорский завод

Конструкторы и технологи Ижорского завода, включая металлургов, участвовали в создании основного оборудования реакторных установок ВВЭР с самого начала работ, а именно с 1955 года. В результате деятельности конструкторов Ижорского завода по заданию Главного конструктора реакторов ВВЭР (ОКБ «Гидропресс») и с его непосредственным участием и с участием Центрального научно-исследовательского института материалов и сварки ЦНИИМС (впоследствии ЦНИИКМ «Прометей») впервые в нашей стране были созданы уникальные конструкции корпусов реакторов и парогенераторов. Опыт создания первых корпусов реакторов ВВЭР-210, ВВЭР-70 подтвердил способность конструкторской организации Ижорского завода быть Главным конструктором корпусного оборудования для реакторных установок ВВЭР. Конструкторами Ижорского завода были разработаны проекты приводов СУЗ для ВВЭР-440 (В-179, В-230, В-213, В-270, В-318) и ВВЭР-1000 для 5 блока НВАЭС, ряда транспортно-технологических приспособлений.
Вся работа конструкторов Ижорского завода по созданию оборудования для РУ принималась ОКБ «Гидропресс».

Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов «Прометей»

ЦНИИ КМ «Прометей» (ранее ЦНИИМС) сыграл определяющую роль в реализации требований ОКБ «Гидропресс» по созданию, в первую очередь, корпусной стали и сварочных материалов для реакторов ВВЭР. Необходимо отметить, что отработанная длительными исследованиями слаболегированная хромомолибденованадиевая сталь марки 48ТС обладает высокими свойствами сопротивления радиационному охрупчиванию при интегральном потоке нейтронов на корпус в районе активной зоны ~1х1020 нейтр/см (с энергией >0,5 МэВ) за проектный срок службы 40 лет.
Решена также сложная задача отработки сварочных материалов и технологии сварки в толщинах более 200 мм.
Корпусная сталь и сварочные материалы для реакторов ВВЭР- 1000 были отработаны ЦНИИ КМ «Прометей» и ЦНИИТМаш совместно: была выполнена сложная и обширная программа исследовательских работ, которая закончилась аттестацией стали типа 15Х2НМФА и соответствующих сварочных материалов.
Радиационные исследования корпусных сталей для ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 проводились ИАЭ им. Курчатова совместное ЦНИИ КМ «Прометей» и НИИАР.

Центральное конструкторское бюро машиностроения (ЦКБМ)

ЦКБМ является единоличным разработчиком главных циркуляционных насосов реакторных установок ВВЭР для АЭС всех поколений: для РУ ВВЭР-210, ВВЭР-70, ВВЭР-365, ВВЭР-440 (В-179, В-230, В-270) разработаны герметичные насосы, для остальных типов РУ ВВЭР, начиная с ВВЭР-440(В-213), с уплотнением вала, с минимальными организованными протечками.
ЦКБМ созданы насосные агрегаты для комплектования РУ ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 для различных условий, включая сейсмические нагрузки. Опытные образцы насосных агрегатов для различных типов ВВЭР отрабатывались на стендах ЦКБМ со сдачей межведомственной комиссии. Работа насосных агрегатов в течение длительной эксплуатации АЭС подтвердила их высокое качество.

Разработчики тепловыделяющих и поглощающих элементов (материалов)

Создание основных компонентов активных зон (тепловыделяющих элементов, поглощающих элементов и боросодержащих материалов) для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 по техническим требованиям ОКБ «Гидропресс» обеспечили основные организации-разработчики ВИАМ, ВНИИНМ и ОКБ МЗП с участием ИАЭ им. Курчатова (петлевые радиационные испытания) и ОКБ «Гидропресс» (испытания на теплогидравлических циркуляционных стендах и стендах прочности).
ВИАМ (Всесоюзный институт авиационных материалов) является разработчиком тепловыделяющих элементов для рабочих и тепловыделяющих сборок регулирующих кассет активных зон реакторов В-1, В-2, В-ЗМ и ВВЭР-440 всех модификаций (В-179, В-230, В-213, В-270, В-318).
Были созданы материалы для ядерного топлива и оболочек твэл.
ВНИИНМ (Всесоюзный научно-исследовательский институт неорганических материалов) является разработчиком тепловыделяющих элементов кассет активных зон реакторов ВВЭР-1000 всех модификаций (В-187, В-302, В-338, В-320).
ОКБ завода ПОЛИМЕТАЛЛОВ является разработчиком поглощающих материалов и конструкции из них для активных зон ВВЭР:

  1. для В-1, В-2, В-3М и ВВЭР-440 были разработаны вкладыши шестигранной формы из бористой стали.
  2. для ВВЭР-1000 разработаны поглощающие элементы с заполнением карбидом бора.

ИАЭ им. КУРЧАТОВА и НИИАР обеспечили радиационные испытания тепловыделяющих и поглощающих элементов активных зон ВВЭР.

Разработчики систем управления и защиты реактора

Создание по техническим требованиям ОКБ «Гидропресс» комплексных систем управления и защиты реактора всех проектов РУ В-1, В-2, В-ЗМ, ВВЭР-440, ВВЭР-1000 проводилось ВНИИЭМ, а систем контроля - СНИИП.
ВНИИЭМ (Всесоюзный научно-исследовательский институт электромеханики) разработал и внедрил на АЭС системы управления и защиты реакторов (СУЗ) для реакторных установок ВВЭР всех типов.
СНИИП (Союзный научно-исследовательский институт приборостроения) разработал и внедрил системы контроля нейтронного потока (АКНП), системы контроля за подкритичностью реактора при перегрузке (СКП), системы внутриреакторного контроля (ВРК), системы контроля герметичности ТВЭЛ при перегрузке реактора и непрерывного контроля активности теплоносителя для реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 всех модификаций.

Заводы-изготовители основного оборудования РУ ВВЭР

В создании АЭС с ВВЭР участвовали многие заводы разных Министерств, имеющие опыт по изготовлению высококлассного современного оборудования различного назначения — от оборудования больших весов и габаритов, например, корпуса реактора, до сложнейшего электротехнического, контрольно-измерительного и электронного оборудования (системы управления и защиты, внутриреакторных измерений с устройствами математической обработки результатов измерений).
Среди многих следует выделить ряд крупных заводов, обеспечивающих изготовление и поставку комплексных изделий, включая запасные части и расходуемые изделия во время эксплуатации АЭС:

  1. ИЖОРСКИЙ ЗАВОД. Изготовитель-поставщик основного оборудования реакторных установок ВВЭР: реакторов в сборе (кроме активных зон), оборудования шахтного объема реактора, компенсаторов давления, гидроемкостей САОЗ, корпусов парогенераторов, трубопроводов Ду 850, транспортно-технологического оборудования реактора, оборудования бассейна перегрузки топлива (стеллажи). Ижорский завод изготавливал оборудование по своей рабочей документации, а на часть изделий по своим техническим проектам (корпуса реакторов, приводы СУЗ ВВЭР-440 всех модификаций и ВВЭР-1000 для 5 блока НВАЭС).
  2. ПОДОЛЬСКИЙ ЗАВОД им. ОРДЖОНИКИДЗЕ (ЗИО). Изготовитель-поставщик парогенераторов и теплообменного оборудования, сепараторов-пароперегревателей для АЭС с ВВЭР- 440 и ВВЭР-1000, трубопроводов Ду 500 ВВЭР-440, трубопроводов системы компенсации давления и САОЗ для ВВЭР-1000.
  3. ВОЛГОДОНСКИЙ ЗАВОД АТОМНОГО МАШИНОСТРОЕНИЯ (АТОММАШ). Изготовитель-поставщик основного оборудования РУ ВВЭР-1000 (для отдельных энергоблоков АЭС по разделению поставок с Ижорским заводом), реакторов в сборе (кроме активной зоны), оборудования шахтного объема реактора, парогенераторов в сборе, компенсаторов давления, емкостей САОЗ, транспортно-технологического оборудования, машины для перегрузки топлива активных зон и т.д.
  4. ЭЛЕКТРОСТАЛЬСКИЙ МАШИНОСТРОИТЕЛЬНЫЙ ЗАВОД. Изготовитель-поставщик тепловыделяющих сборок (кассет) и надставок регулирующих кассет для В-1, В-2, В-3М и ВВЭР-440 всех модификации, чехловых кассет для ВВЭР-1000 (В-187).
  5. НОВОСИБИРСКИЙ ЗАВОД ХИМИЧЕСКИХ КОНЦЕНТРАТОВ (НЗХК). Изготовитель-поставщик бесчехловых кассет активных зон ВВЭР-1000, создатель автоматизированной линии сборки кассет.
  6. КИРОВСКИЙ ЗАВОД. Изготовитель-поставщик главных циркуляционных насосов (агрегатов) для реакторных установок В-1, В-2, В-3М, ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
  7. УРАЛЬСКИЙ ЗАВОД ТЯЖЕЛОГО МАШИНОСТРОЕНИЯ (УЗТМ). Изготовитель-поставщик транспортно-технологического оборудования, основным из которого являются машины для перегрузки топлива реакторов В-1, В-3М, ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. УЗТМ является разработчиком по техзаданиям ОКБ «Гидропресс» проектов перегрузочных машин.
  8. ЧЕХОВСКИЙ ЗАВОД ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО МАШИНОСТРОЕНИЯ. Изготовитель-поставщик уникальной арматуры (главных запорных задвижек) для циркуляционных контуров РУ В-1, В-2, В-3М, ВВЭР-440 всех модификаций и ВВЭР-1000 (В-187, В-302, В-338), а также является разработчиком совместно с ВНИИАМ проектов этих изделий.

В заключение следует подчеркнуть важную роль в организации работ по созданию реакторных установок ВВЭР руководителей Минсредмаша Е. П. Славского, А. И. Чурина, Н. А. Семенова, А. Г. Мешкова, А. М. Петросьянца и Главного управления Минсредмаша Н. М. Синева, А. П. Барченкова, А. И. Салменкова, А. Н. Григорьянца.



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