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

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

Денисов В. П., Драгунов Ю. Г.
Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций.
Москва, 2002.
Представлена информация по эволюционному развитию проектов реакторных установок ВВЭР для энергоблоков атомных электростанций электрической мощностью от 70 МВт до 1500 МВт, разработанных ОКБ «Гидропресс» за период 1955-2000 гг. Рассмотрены подходы для решения задач конструирования основного оборудования реакторных установок ВВЭР, его расчетного и экспериментального обоснования, подтверждения проектных технических решений результатами пусконаладочных работ и эксплуатации на АЭС.
Представляется, что книга будет полезна как для создателей проектов ВВЭР, так и для других специалистов, работающих в области атомной энергетики, а также для подготовки новых специалистов в этой области.

ПРЕДИСЛОВИЕ

За период 1955-2000 годы накоплен в значительном объеме опыт создания в нашей стране реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций. Разработка в 1955 году первого отечественного ВВЭРа начиналась «с нуля», при отсутствии соответствующей нормативно-технической документации по проблемам атомной энергетики, научно-технического персонала специализированных организаций, имеющих опыт разработки проектов как реакторных установок, так и атомных электростанций в целом.
В книге представлена в хронологическом порядке информация по эволюционному развитию проектов реакторных установок ВВЭР для энергоблоков АЭС электрической мощностью от 70 МВт до 1500 МВт, по подходам решения задач конструирования, расчетного и экспериментального обоснования, подтверждения проектных технических решений в ходе пуско-наладочных работ и начальной эксплуатации АЭС. Представлена эволюция совершенствования конструкционных материалов основного оборудования реакторных установок на базе результатов проектирования, пуско-наладочных работ и эксплуатации на АЭС, а также тенденции развития решений таких проблем в зарубежных проектах PWR.
Представлена информация, отражающая проектные основы, научно-технические проблемы, расчетное и экспериментальное обоснование проектных решений и т.п.
Наиболее детально представлена информация по проекту первой в нашей стране реакторной установки ВВЭР-1, в которой были заложены основные принципиальные технические решения по оборудованию и технологическим системам, многие из которых стали традиционными для всех последующих проектов реакторных установок ВВЭР.
Подробная информация представлена по головным реакторным установкам ВВЭР соответствующих серий: В-179, В-230, В-213, В-187, В-320.
Представлена также информация по РУ ВВЭР повышенной безопасности для нового поколения АЭС с ВВЭР-640, ВВЭР-1000, ВВЭР-1500.
Содержание книги в большей мере касается деятельности ОКБ «Гидропресс» как организации Главного конструктора реакторных установок ВВЭР, с использованием вклада традиционных партнеров по разработке проектов ВВЭР — научного руководителя проектов РУ и АЭС РНЦ «Курчатовский институт» (ранее ЛИПАН, ИАЭ, ИАЭ им.Курчатова), генеральных проектировщиков АЭС институтов «Атомэнергопроект» (ранее МОТЭП, ЛОТЭП и другие), ряда научно-исследовательских институтов, конструкторских организаций, заводов-изготовителей основного оборудования РУ и других организаций.
Представленная в книге информация является обобщением результатов работы по проектам В1ВЭР многих подразделений и специалистов ОКБ «Гидропресс» и других организаций, большой творческий вклад которых отмечен в разделе 12.
Определение задач по разработке книги, включая структуру и содержание, техническое редактирование текста книги осуществлено Ю. Г. Драгуновым.
Главы 1-9 и 12 написаны В. П. Денисовым, разделы 6.6 и 7.4 совместно с Ю. Г. Драгуновым, разделы 9.2, 10.1 и 10.2 совместно с А. К. Подшибякиным, раздел 10.3 написан Н. В. Шарым, раздел 10.4 написан А. В. Селезневым и В. У. Хайретдиновым, глава 11 написана Ю. Г. Драгуновым. Оформление рисунков выполнено В. В. Червяковым, компьютерный набор выполнен Е. В. Проселковой.
Авторы благодарят перечисленных специалистов за их творческий вклад в создание книги и выражают признательность другим специалистам ОКБ «Гидропресс» за оказанную помощь в процессе работы над книгой.

  ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ

АЗ               —   аварийная защита
АРМ — автоматический регулятор мощности
АСУ ТП — автоматизированная система управления технологическим процессом
АЭС            —     атомная электростанция
ББ               —     барботажный бак
БВ               —     бассейн выдержки
БЗТ             —     блок защитных труб
БРУ-А — быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу
БРУ-К — быстродействующая редукционная установка сброса пара в конденсатор
БЩУ           —    блочный щит управления
ВВЭР          —    водо-водяной энергетический реактор
ВКВ — верхний концевой выключатель
ВКУ            —    внутрикорпусные устройства
ГПК            —    главный паровой коллектор
ГЦК        —     главный циркуляционный контур
ГЦНА         —     главный циркуляционный насосный агрегат
гцт          —     главный циркуляционный трубопровод
ДПШ      —     датчик положения шаговый
ДР               —     дистанционирующая решетка
ДСПЗАЗ     —     дополнительная система пассивного залива активной зоны
ИБС        —     информационная вычислительная система
ИПУ           —     импульсное предохранительное устройство
КГС        —    коэффициент гидравлического сопротивления
КД          —    компенсатор давления
КИП       —     контрольно-измерительные приборы
КПД       —     коэффициент полезного действия
МАГАТЭ — международное агентство по атомной энергии
МКУ           —     минимально-контролируемый уровень
МПА          —     максимальная проектная авария
MPЗ — максимальное расчетное землетрясение
НИОКР — научно-исследовательские опытно-конструкторские работы
НКР            —     напорная камера реактора
НУЭ           —     нормальные условия эксплуатации
НФХ           —     нейтронно-физические характеристики
ОР               —     орган регулирования
ПГ               —     парогенератор
ПГВ            —     парогенератор ВВЭР
пВД             —     подогреватель высокого давления
ПЗ               —     предупредительная защита
ППР            —     планово-предупредительный ремонт
ПС              —    поглощающий стержень
ПЭЛ            —    поглощающий элемент
РОМ           —     регулятор ограничения мощности
РУ               —    реакторная установка
РШУ           —    резервный щит управления
САГ            —     система аварийного газоудаления
САОЗ         —     система аварийного охлаждения зоны
СБ               —     система безопасности
СБВБ          —     система быстрого ввода бора
СВРК          —     система внутриреакторного контроля
СКР            —     сборная камера реактора
СКУД — система контроля, управления и диагностики
СОДС — система обнаружения дефектных сборок спот
СПОТ         —     система пассивного отвода тепла
СУЗ            —     система управления защитой
ТВС            —     сборка тепловыделяющая
ТГ               —     турбогенератор
ТТО            —     транспортно-технологические операции
ТЭН       —     трубчатый электронагреватель
УПЗ            —     ускоренная предупредительная защита
УСБТ — управляющие системы безопасности технологические
УСТ            —     узел свежего топлива
УТВС — усовершенствованная тепловыделяющая сборка



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