Расчетное обоснование технического проекта реакторной установки В-187 проводилось на основе разработанных методик расчетов реакторных установок ВВЭР-440 (В-230, В-213), с дальнейшим их развитием и с учетом конструктивных и схемных особенностей оборудования и компоновки РУ В-187, ее параметров и условий ее эксплуатации. Общий объем расчетного обоснования, номенклатура расчетов техпроекта РУ В-187 значительно увеличены по сравнению с техпроектом В-213, т. к. в техпроекте В-187 рассматривается полностью комплектная реакторная установка.
Учитывая вышесказанное, ниже приводятся лишь основные результаты расчетного обоснования технического проекта РУ В-187.
Результаты расчетов нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора.
Компоновка активной зоны выбрана, исходя из следующих требований:
- реактор эксплуатируется с использованием режима частичных перегрузок топлива за кампанию;
- длительность работы реактора между перегрузками 7000 ч;
- перегрузка топлива производится один раз в год;
- коэффициенты неравномерности энерговыделения в объеме активной зоны не превышают проектных величин;
- глубина выгорания топлива в твэлах соответствует заданным проектным величинам.
Для первых загрузок активной зоны реактора ВВЭР-1000 5 блока НВАЭС использовался режим с продолжительностью кампании 2 года, при котором средняя глубина выгорания топлива составит 27000 М Вт.сут/т урана. После экспериментального подтверждения работоспособности твэл при глубине выгорания до 40.000 МВт.сут/т урана реактор В-1000 был переведен на режим трехгодовой кампании топлива.
Возможность реализации обоих режимов подтверждена результатами физического расчета, выполненного ИАЭ им. Курчатова с
участием ОКБ «Гидропресс». Расчеты проводились по специальным программам (»РОР», «БИПР», «Шестигранник»).
Результаты теплогидравлических расчетов охлаждения активной зоны в стационарном режиме.
В качестве критериев теплотехнической надежности активной зоны принято:
- отсутствие кризиса теплообмена на поверхности твэл;
- отсутствие плавления топлива в твэл;
- не превышение допустимой величины температуры наружной поверхности оболочек твэл по условиям коррозионной стойкости оболочек.
Расчеты проведены как при номинальных параметрах, так и при наихудшей комбинации основных параметров (мощности, давления, температуры и расхода теплоносителя) в пределах их возможных отклонений, обусловленных работой систем регулирования и точностью измерения параметров, а именно:
- точность определения тепловой мощности реактора ±5%;
- допускаемое отклонение мощности от номинала ±2%;
- возможное отклонение тепловой мощности от номинала +7%;
- возможное отклонение давления в первом контуре ±3%;
- возможное отклонение давления во втором контуре ±2%;
- возможное отклонение расходов теплоносителя по петлям (при отклонении частоты в эл. сети на ±0,5 Гц) ±1%.
Теплогидравлические характеристики рассчитывались с помощью компьютерных программ, при этом использовались результаты экспериментальных работ по проливу соответствующих моделей, а также результаты исследований на действующих реакторных установках ВВЭР.
Результаты теплогидравлических расчетов подтвердили обеспечение всех критериев надежности охлаждения твэл активной зоны как в режимах работы на всех 4-х петлях, так и в частичных режимах работы реакторной установки на 3-х и 2-х петлях. Мощность, снимаемая естественной циркуляцией теплоносителя при проектных давлениях в первом и во втором контурах, составляет 10%, 7,5%, 5% и 3% при работе на 4-х, 3 — х, 2-х и 1-й петлях соответственно.
Результаты теплогидравлических расчетов охлаждения активной зоны реактора в переходных и аварийных режимах.
В проекте рассмотрены наиболее опасные с точки зрения охлаждения активной зоны аварии — обесточивание всех ГЦН на номинальной мощности, аварии с потерей расхода теплоносителя при обесточивании одного, двух, трех ГЦН и заклинивании одного ГЦН, а также режимы, связанные с рассогласованием нагрузки турбогенераторов и мощности реактора.
При этом учитывались наиболее существенные факторы, влияющие на запас до кризиса теплоотдачи на твэлах:
- закон изменения во времени расхода теплоносителя через активную зону;
- закон изменения тепловой мощности активной зоны;
- коэффициенты неравномерности тепловыделений и подогрев по топливным кассетам;
- температура теплоносителя на входе в активную зону;
- степень перераспределения расхода по отдельным кассетам.
Результаты теплогидравлических расчетов показывают, что при авариях с потерей расхода теплоносителя через активную зону обеспечивается надежное охлаждение активной зоны при всех рассмотренных режимах, а при заклинивании одного ГЦН температура оболочки твэл не превышает температуры плавления материала оболочки.
В режимах, связанных с рассогласованием нагрузки трубогенераторов и мощности реактора, происходящих из-за закрытия стопорных клапанов турбогенераторов и скачкообразного изменения нагрузки блока, давление в первом и втором контурах не превышает давления срабатывания предохранительных клапанов компенсатора давления и парогенераторов и обеспечивается надежное охлаждение активной зоны.
Проведены также расчеты аварий с разуплотнением первого контура, включая мгновенный разрыв главного циркуляционного трубопровода Ду 850. Расчетный анализ аварии с разуплотнением первого контура выполнен на математических моделях, принципы построения которых были аналогичными расчетам по техническому проекту реакторной установки В-213. Результаты расчетов показывают, что максимальная температура оболочки твэл при аварии не превышает температуру плавления оболочки твэл, а максимальная температура топлива не превышает температуры его плавления.
Расчеты биологической защиты и радиационной обстановки вблизи оборудования.
Выполнены расчеты биологической защиты, определения уровней излучения в приреакторных помещениях при работе реактора на мощности, а также расчеты радиационной обстановки при транспортно-технологических операциях с внутрикорпусными устройствами и топливом.
Результаты расчетов показали:
- Уровни излучений в приреакгорных полуобслуживаемых помещениях (кабельный коридор, помещение приводов ГЦН и т.д.) находятся в допустимых пределах даже при активности воды первого контура 0,1 Кю/л. Недоступным без специальных защитных устройств является участок корпуса, находящийся против активной зоны (максимальная доза 200 Р/ч).
- Для осмотра внутренней поверхности корпуса необходимо иметь средства дистанционного контроля или защитный контейнер.
- При осмотре на шахте ревизии наплавки на внутренней поверхности крышки реактора, мест приварки патрубков мощность дозы составляет 300-1000 мР/ч, уплотнительной поверхности крышки при наличии опорного цилиндра 20 мР/ч, что допускает ограниченное пребывание обслуживающего персонала.
- Мощность дозы у парогенератора через 1 ч после остановки реактора на расстоянии 0,5 м от него составляет 10 мР/ч при заполненном по второму контуру парогенераторе и 30 мР/ч при осушенном парогенераторе. Мощность дозы нац трубчаткой при уровне воды в парогенераторе 150 мм над верхним рядом составляет 1 Р/ч.
- Мощность дозы у поверхности компенсатора объема составляет 5-70 мР/ч, при осмотре внутренней поверхности 80-400 мР/ч.
- При транспортировке в защитном контейнере шахты реактора мощность дозы сбоку от контейнера на расстоянии 3 м составляет 3 мР/ч, при транспортировке блока защитных труб — ниже допустимой нормы.
Результаты расчетов прочности оборудования и трубопроводов.
Прочность элементов основного оборудования реакторной установки (реактора, парогенератора, компенсатора объема, емкости САОЗ) и трубопроводов первого контура проверялась в стационарных, переходных и аварийных режимах.
Особое внимание уделялось циклической прочности оборудования, в первую очередь, элементов корпуса реактора. Режимы нагружения по характеру циклического воздействия приводились к двум основным видам:
- основной рабочий цикл, характеризующийся разогревом теплоносителя с подъемом давления до величины рабочего, выходом на номинальный режим, работой на номинальном режиме и последующим расхолаживанием установки, общее число таких циклов 300;
- регулировочные и переходные циклы, характеризующиеся изменениями температуры и давления на небольшую величину (t=0-3°C, Р = 10 кг/см2) при числе циклов приблизительно 5.106. Результаты расчета циклической прочности корпуса реактора:
- коэффициент накопления повреждений в районе около отверстий зоны патрубков — 0,3704
- в резьбе шпилек М 170x6 -0,355, в антикоррозионной наплавке — 0,281.
Результаты расчетов показали, что прочность оборудования и трубопроводов реакторной установки В-187 обеспечивается во всех проектных режимах, включая и аварийные.
Экспериментальное обоснование проекта.
В обоснование решений технического проекта РУ В-187 был проведен большой комплекс экспериментально-исследовательских и опытно-технологических работ в ОКБ «Гидропресс» и в смежных организациях.
Экспериментально-исследовательские работы проводились по широкой номенклатуре, охватывающей проблемы безопасности, кризиса теплообмена, гидродинамики, прочности, вибропрочности, уплотняющей способности разъемных соединений оборудования и т.д.
Большая номенклатура работ объясняется появлением в проекте ВВЭР-1000 в отличие от проектов ВВЭР-440 новых решений в оборудовании как по конструкции, так и режимам работы.
Большой объем опытно-технологических работ связан с разработкой новых конструкционных материалов для всего оборудования первого контура ВВЭР-1000, с отработкой технологии изготовления, в частности, кассет активной зоны реактора.
Часть экспериментальных работ по В-1000 проводилась в развитие исследований, проводимых для реакторных установок ВВЭР-440, например, по вопросам кризиса теплообмена, безопасности и т.д.
В обоснование технического проекта В-187 экспериментальноисследовательскими подразделениями ОКБ «Гидропресс» было выполнено 55 работ, в том числе: 16 — по прочности; 15 - по гидравлике; 6 — по безопасности; 8 — по теплотехнике.
Были созданы новые стенды, из которых особенно выделяются 4-х петлевой гидродинамический стенд для исследования модели всей реакторной установки в масштабе 1:5. стенды для прочностных исследований натурных кассет ВВЭР-1000 на статические и динамические нагружения, однокассетный стенд горячей обкатки кассет и приводов СУЗ и т.д.
В смежных организациях и предприятиях по заданиям ОКБ «Гидропресс» в обоснование проекта ВВЭР-1000 было проведено много экспериментальных научно-исследовательских и опытно-технологических работ, из которых необходимо отметить следующие работы:
- Исследование напряженного состояния и уплотнительной способности главного разъема корпуса реактора на натурном стенде Ижорского завода.
- Исследование прочности крепежных элементов (шпилек М170, гаек, шайб) главного разъема корпуса реактора на стенде ЦКТИ.
- Опытно-технологические работы по чехловым кассетам ВВЭР-1000 на Электростальном машиностроительном заводе.
- Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по твэлам во ВНИИНМ.
- Отработка конструкции и ресурсные испытания, включая МВИ, главного циркуляционного насоса ГЦН-195 в ЦКБМ.
- Опытно-технологические работы по созданию новых конструкционных материалов, сварочных материалов, по отработке сварки для основного оборудования в ЦНИИ КМ «Прометей», ЦНИИТМАШ, на Ижорском заводе.
- Опытно-технологические работы по отработке технологии изготовления парогенератора на Подольском заводе им. С. Орджоникидзе.
Проведенные экспериментальные и опытно-технологические работы обеспечили решение многих технологических вопросов по реакторной установке В-187, позволили создать, изготовить и поставить оборудование на монтажную площадку и подготовить 5 блок НВАЭС к пусковым работам.