Повышение безопасности реактора ВВЭР-100

Атомная энергетика
Повышение безопасности реактора ВВЭР-1000
Описание реакторной установки ВВЭР-1000
Корпус ядерного реактора
Конструкция шахты внутрикорпусной

Активная зона реактора ВВЭР-1000

Поглощающий стержень системы управления и защиты
Описание первой топливной загрузки 5-го блока Балаковской АЭС
Расчет ТВС реактора ВВЭР-1000
Расчет продолжительности первой топливной кампании
Сценарий аварии
Конструкционный расчет
Технология проведения вибрационных испытаний ТВС РУ ВВЭР-1000
Анализ опасных и вредных производственных факторов, имеющих место при работе цехов по производству ТВС
Оценка максимально-возможной радиационной аварии при производстве ТВС
 
 
 
 
 

Корпус ядерного реактора предназначен для размещения ВКУ, комплекса ТВС (активной зоны), перемещаемых приводами СУЗ ШЭМ-3 органов регулирования, а также датчиков ВРК.

В состав корпуса ядерного реактора входят:

корпус

крышка

кольцо опорное

кольцо упорное

детали главного уплотнения

 Основные технические характеристики корпуса ядерного реактора и параметры те­плоносителя представлены в таблице 1.1.

Таблица 1.1 - Основные характеристики корпуса ядерного реактора

Наименование

Значение

Расчетное давление, избыточное, МПа

17,64

Расчетная температура, °С

350

Расчетный срок службы, календарных лет

50

Наружный диаметр корпуса по фланцу, максимальный, мм

4585

Размер по патрубкам Ду850, мм

5260

Наружный диаметр корпуса в районе активной зоны, мм

4535

Толщина антикоррозионной наплавки корпуса, мм

9

Высота корпуса, мм

11185

Масса корпуса, кг

316500

Наружный диаметр крышки по фланцу, мм

4580

Высота крышки, мм

3374

Масса крышки, кг

95400

Толщина антикоррозионной наплавки крышки, мм

9

Наружный диаметр шпильки, мм

170

Высота шпильки, мм

1950

Масса шпильки, кг

305

Высота гайки, мм

260

Масса гайки, кг

42

Наружный диаметр кольца опорного, мм

5350

Высота кольца опорного, мм

250

Масса кольца опорного, кг

17000

Наружный диаметр кольца упорного, мм

5170

Высота кольца упорного, мм

600

Масса кольца упорного, кг

18800

Корпус представляет собой цилиндрический вертикальный сосуд высокого давле­ния. Совместно с крышкой БВ, деталями главного уплотнения обеспечивает создание герме­тичного объема.

Корпус состоит из фланца, обечаек зоны патрубков, опорной обечайки, обечаек ци­линдрической части и эллиптического днища. Конструкция корпуса представлена на рисун­ках 1.2-1.4.

На фланце корпуса имеются резьбовые гнезда М170×6 под детали главного уплот­нения и две кольцевые канавки для размещения прутковых уплотнительных прокладок (ри­сунок 1.5).

На внутренней поверхности фланца выполнен бурт для опирания шахты и приваре­ны шпонки для ее фиксации в верхней части.

На наружной поверхности корпуса на уровне осей верхних патрубков Ду 850 прива­рены два патрубка Ду 300, соединенные с трубопроводами пассивной части САОЗ, и один патрубок Ду 300, через который выведены 16 импульсных трубок КИП.

Через эти трубки осуществляется контроль:

за уровнем теплоносителя в разуплотненном реакторе;

давления теплоносителя на выходе из реактора;

перепада давления теплоносителя в реакторе;

концентрации борной кислоты в теплоносителе.


1- фланец, 2 - обечайка зоны патрубков, 3 - разделительное кольцо, 4 - обечайка зоны патрубков нижняя, 5 - обечайка опорная, 6 - обечайка верхняя, 7-обечайка нижняя, 8 - днище

Рисунок 1.2 - Корпус


Рисунок 1.3 - Корпус (Вид сверху)

Рисунок 1.4 - Корпус (Поперечный разрез)


1 - шпилька, 2 - гайка, 3 - шайба сферическая, 4 - шайба коническая, 5 - прокладка

Рисунок 1.5 - Детали уплотнения главного разъема реактора


На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков приварено кольцо – разделитель потока.

На внутренней поверхности корпуса приварены кронштейны для установки контей­неров с образцами-свидетелями корпусной стали и кронштейны со шпонками, сопрягаемы­ми со шпоночными пазами, выполненными в нижней части шахты.

На наружной поверхности опорной обечайки выполнен опорный бурт с пазами для закрепления реактора на опорной ферме.

Вся внутренняя поверхность корпуса имеет антикоррозионную наплавку.

Крышка предназначена для уплотнения корпуса, восприятия нагрузок от ВКУ и ТВС, размещения механизмов приводов СУЗ и выводов коммуникаций от СВРД.

Крышка является составной частью блока верхнего и представляет собой штампосварную конструкцию, состоящую из "усеченного" эллипсоида и фланца.Эллипсоид и фланец соединены между собой сварным соединением. Конструкция крышки показана на рисунке 1.6.

Крышка конструктивно соединена с чехлами приводов СУЗ и штангами металло­конструкции.

1 - стойка, 2 - патрубок, 3 - бобышка, 4 - эллиптическая часть крышки, 5 - фланец

Рисунок 1.6 - Крышка

Фланец крышки выполнен цельнокованым. Во фланце выполнены 54 отверстия диа­метром 180 мм под шпильки главного разъема реактора.

Нижняя торцевая и внутренняя поверхность крышки плакированы коррозионно-стойкой наплавкой.

Конструкция крышки обеспечивает возможность дезактивации внутренних поверх­ностей крышки и доступ к сварным соединениям для проведения контроля состояния метал­ла.

  Кольцо опорное предназначено для закрепления корпуса от перемещений в осевом направлении и в плане. Кольцо закрепляется с помощью деталей крепления на опор­ной ферме.

  Упорное кольцо предназначено для закрепления корпуса реактора от попе­речных смещений. Кольцо имеет прорези под клинья, с помощью которых производится по­садка кольца на фланец корпуса, и под шпонки упорной фермы.

Закрепление корпуса реактора рассчитано на нагрузки, возникающие при разрыве трубопровода Ду 850 и землетрясениях.

Комплект деталей уплотнения ГРР включает 54 шпильки М170×6, 54 гайки М170×6, по две шайбы (с выпуклой и вогнутой опорными поверхностями) под каждую гайку и две никелевые прутковые прокладки, устанавливаемые в V-образные кольцевые канав­ки на фланце корпуса (рисунок 1.5).

В шпильке М170×6 размещен стержень, по относительному перемещению которого контролируется удлинение шпильки при вытяжке ее гайковертом.

Верхний конец шпильки снабжен упорной резьбой S160×6 для возможности вытяж­ки шпильки гайковертом ГРР.

Шпильки, гайки и шайбы выполнены из высокопрочной стали 38ХНЗМФА.

Для снижения усилий трения при сборке и разборке резьбу шпилек и гаек покрыва­ют смазкой.

В соответствии с основными требованиями по контролю за состоянием ме­талла в процессе эксплуатации, в проекте заложена реализация программы контроля металла корпуса по образцам-свидетелям.

Результаты испытаний образцов-свидетелей используются для подтверждения про­ектного срока службы корпуса реактора с учетом фактических изменений свойств материала корпуса в условиях эксплуатации реактора.

С помощью образцов-свидетелей контролируется изменение механических свойств (временное сопротивление, предел текучести, относительное удлинение, относительное су­жение), изменение характеристик сопротивления хрупкому разрушению (критическая тем­пература хрупкости, вязкость разрушения или критическое раскрытие трещины).

Контроль металла корпуса реактора по образцам-свидетелям предусматривает ис­следования основного металла, металла сварного соединения и металла зоны термического влияния.

Образцы, загружаемые в реактор, помещаются в герметичные контейнеры, рассчи­танные на эксплуатационные параметры теплоносителя.

Конструкция контейнеров обеспечивает отсутствие вибрационных перемещений образцов-свидетелей.

Контейнеры с облучаемыми ОС объединены в сборки, которые закреплены на кронштейнах, приваренных к наплавке корпуса в местах, где плотность потока и спектр бы­стрых нейтронов близки к максимальным значениям на внутренней поверхности собственно корпуса.

Размещение температурных образцов-свидетелей выполнено на БЗТ, где их темпе­ратура равна температуре теплоносителя на выходе из реактора.

Количество образцов-свидетелей выбирается из условия минимально необходимого для установления зависимости измеряемых характеристик от флюенса нейтронов и темпера­туры при длительных выдержках.

ВКУ предназначены для:

- группирования комплекса ТВС в активную зону реактора;

- размещения и закрепления каждой ТВС, удержания от всплытия;

- организации потока теплоносителя в реакторе

- обеспечения нормального охлаждения ТВС с целью получения проектных харак­теристик активной зоны;

- размещения органов регулирования, защиты их от воздействия потока теплоноси­теля и обеспечения нормального их перемещения;

- предохранения ТВС и органов регулирования от разрушения в случае возникнове­ния аварийных ситуаций и землетрясений;

- размещения каналов под датчики ВРК;

- ослабления нейтронного потока, падающего на корпус реактора;

ВКУ работают в среде теплоносителя первого контура. Проектный срок службы ВКУ - 40 лет.

Социально-экономические последствия сооружения АЭС Реализация мероприятий Программы позволит оптимально и сбалансировано использовать имеющиеся топливные и минеральные ресурсы, повысить экспортный потенциал страны, обеспечить экологическую чистоту энергетических технологий, развивать ядерные технологии для использования в различных отраслях экономики, обеспечить социально-экономическое развитие территорий Республики в регионах строительства атомных электростанций (АЭС), включая следующие социально-экономические последствия сооружения АЭС

Доля продукта деления в каждой фазе определяется температурой, кислородным потенциалом и термодинамической прочностью соединений. Поэтому при выборе содержания имитаторов продуктов деления были сделаны следующие допущения. Во-первых, предполагалось, что металлические включения состоят из Мо, Ru и Pd. Причем к содержанию молибдена добавлялось содержание Tc и Nb, а к содержанию Pd-родий. Такой подход был применен ко всем топливным композициям и основывался на близости свойств и поведения в топливе основного и добавленного компонента.

 Микроструктура образцов модельного топлива на основе UO2-Er2O3 (рис.3) была получена на сканирующем микроскопе “Camebax” при ускоряющем напряжении 20кэв и токе зонда 0,5-1,2 ηА. Структура таблетки на боковой и торцевой поверхности практически одинакова. Хорошо видны границы зерен. Размер зерен колеблется от 3 до 40мкм. Средний размер в таблетках всех партий изменялся в пределах 12-16мкм.

Полученные результаты показали, что теплопроводность образцов МЯТ с имитацией выгорания 8,5 ат.% снижается на 23% при 700К и на 3% при 1850К по отношению к диоксиду урана без добавок. Введение ВПН Er 0,6%, Gd 4% и Gd 15% приводит к еще большему снижению теплопроводности на 32, 48 и 61% при температуре 700К и на 3, 7 и 23% при 1850К соответственно.

Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении «большой» атомной энергетики Потребление энергии – важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века, когда потребление энергии в мире увеличилось почти в 15 раз, достигнув к концу прошлого столетия абсолютной величины около 9,5 млрд. тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей, как то: высокая энергонапряженность топлива, необходимость обеспечения его интенсивного охлаждения, высокий уровень рабочих температур теплоносителя и элементов конструкции реактора и оборудования, большие потоки быстрых нейтронов и вызванные ими радиационные повреждения конструкционных материалов и др. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, Франции, Великобритании и Германии.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 г. в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных материалов и топлива.

Проблема достижения конкурентоспособности быстрых реакторов в современных условиях выходит на первый план. К настоящему времени можно считать установленным, что быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют большой потенциал технико-экономического совершенствования. Определены основные направления улучшения их экономических характеристик при одновременном повышении уровня безопасности.

Повышение безопасности реактора ВВЭР-100