Особенности и условия работы конструкций ВВЭР

из "Конструкции и методы расчета водо-водяных энергетических реакторов"

Важность вопросов обеспечения прочности и ресурса атомных энергетических реакторов определяется их возрастающей ролью в проблеме энергоснабжения. При этом повышение ресурса и прочности атомных реакторов следует рассматривать как один из наиболее результативных путей увеличения суммарной мощности ядерных энергетических установок. [c.10]
Продление ресурса первых промышленных атомных реакторов, срок эксплуатации которых приближается к предельному проектному, является важнейшей задачей. Учитывая практическое отсутствие опыта длительной эксплуатации реакторов за предельной расчетной долговечностью, в качестве основных следует считать не только задачи разработки новых методов расчета прочности и ресурса вновь проектируемых реакторов, но и задачи надлежащего определения израсходованного и остаточного ресурса эксплуатируемых реакторов. Решение последних задач должно основываться на анализе реальной эксплуатационной нагруженности несущих элементов реакторов и контроле их состояния на различных стадиях эксплуатации. Развитие методов и средств определения основных параметров эксплуатационной нагруженности и накопленных повреждений для работающих атомных реакторов должно способствовать проектированию и созданию систем контроля указанных параметров, входящих в состав общих систем по обеспечению работоспособности и безопасности атомных энергетических установок. [c.10]
Необходимость развития и усовершенствования действующих норм прочности, применяемых в конструкторских и технологических бюро методов расчета усилий, перемещений, напряжений, деформаций и долговечности, связана с непрерывным прогрессом в области механики деформирования и разрушения как основы определения прочности и ресурса, с повышением указанных выше основных рабочих параметров атомных реакторов и разработкой новых типов реакторов. [c.11]
Возникающие при этом задачи вытекают из рассмотрения состояния и перспектив развития атомной энергетики [3—16] с учетом перераспреде-. ления в структуре энергетических ресурсов при интенсивном возрастании (в 1,5—2 раза) объема выработки электроэнергии на АЭС в течение ближайших десятилетий. Увеличение мощности и выработки электрической энергии на АЭС неразрывно связано с увеличением единичной мощности ВВЭР и всего реакторного оборудования. Мощности промышленных ВВЭР, созданных в СССР, увеличивались последовательно от 70 до 210, 365 и 440 МВт с освоением с 1980 г. реакторов типа ВВЭР-1000 [9]. [c.11]
Развитие и усовершенствование ВВЭР сопровождаются расширением диапазона и увеличением максимальных температур теплоносителя, увеличением мощности одного блока и связанным с ним увеличением абсолютных размеров, усложнением конструктивных форм, расширением круга применяемых материалов. Это требует значительных усилий соответствующих институтов, конструкторских и технологических бюро в области разработки методов расчетного и экспериментального исследования напряженно-деформированных состояний, прочности и долговечности несущих элементов реакторов. [c.11]
ГО происхождения наблюдались в местах аварки патрубков [20]. Авария американского реактора 8Ь-1 в эксплуатации произошла в связи с быстрым наращиванием мощности при пуске реактора, вызвавщим существенное повышение давления в корпусе [21], Это привело к срезу отводящих и подводящих патрубков, пластической деформации корпуса, характеризуемой увеличением диаметра на 30—100 мм. Циклическое нагружение элементов реакторов механическими, тепловыми и гидродинамическими усилиями может вызвать образование трещин в антикоррозионных наплавках [21], узлах крепления внутрикорпусных устройств (ВКУ) [9]. Стоимость программ восстановительных работ после таких крупных аварий, как авария на АЭС Три-майл-Айленд (США, 1979 г.), оценивается примерно в 1 млрд долларов, а время выполнения таких работ достигает не менее 5 лет [19]. Обобщение данных о повреждениях несущих элементов атомных энергетических установок показывает [22], что около 40% обнаруженных трещин связано с циклическими повреждениями, около 30% — с коррозионно-механическими, около 17% - с начальной технологической дефектностью. Это свидетельствует о большом числе причин и источников возникновения повреждений, связанных со значительной сложностью как самих конструкций реакторов и технологических процессов при их изготовлении, так и условий эксплуатации. [c.12]
Характеристика типов ВВЭР и их основных рабочих параметров. Ниже приведены особенности конструктивных форм и основные параметры ВВЭР, применительно к которым были выполнены исследования напряжений и прочности (табл. 1.1) [4,9, 10, 23], Первый крупный энергетический реактор мощностью 210 МВт был введен в эксплуатацию в 1964 г. на Ново-Воронежской АЭС (НВ АЭС) [3—5, 9, 23]. [c.12]
Второй реактор Ново-Воронежской АЭС имеет мощность 365 МВт (рис. 1.2), пущен в эксплуатацию в 1969 г. Увеличение мощности второго блока достигнуто усовершенствованием активной зоны, увеличением рас- .хода воды через реактор и форсированием режимов работы обррудования. Снижение термомеханической нагруженности узла основного разъема осуществлено применением специальной теплоизоляции. [c.14]
Третий и четвертый блоки Ново-Воронежской АЭС имеют мощность по 440 МВт каждый (рис. 1.3). Размеры активной зоны реактора - диаметр 2880 мм и высота 2500 мм. Цилиндрический корпус реактора имеет сферическую крышку и полуэллиптическое днище. Толщина стенки с антикоррозионной наплавкой в гладкой части равна 148 мм, в зоне патрубков — 208 мм. Общая высота корпуса с системой привода и управления защитой - 21 ООО мм. Теплоноситель через нижний пояс патрубков и зазор между корпусами реактора и шахты поступает в нижнюю часть, потом через систему отверстий в шахте — в активную зону. Входная и выходная зоны теплоносителя в корпусе разделены специальным уплотняющим поясом. Переход от плоских крышек к сферическим позволил резко (более чем в 2 раза) сократить их толщину. В основном разъеме реактора наряду с уплотнением через прокладки применено резервное торовое тонкостенное уплотнение. [c.14]
Реакторы типа ВВЭР-440 приняты в качестве базовых для ряда АЭС в СССР, Финляндии, Болгарии, Венгрии, Чехословакии, ГДР, Румынии, на Кубе в двух вариантах исполнения — обычном и сейсмическом. В связи с этим для ВВЭР-440 осуществлен большой объем расчетно-экспериментальных исследований напряжений деформаций, вибраций и прочности. [c.14]
Для районов, где необходимы крупные энергетические системы, наиболее перспективны еще более мощные реакторы с единичной мощностью 1000 МВт и выше. Чрезвычайно важен при этом тот факт, что увеличение по сравнению с ВВЭР-440 мощности до 1000 МВт (ВВЭР-1000) достигается при относительно небольшом увеличении габаритов корпуса реактора и активной зоны. Освоение и пуск пятого блока Ново-Воронежской и серии блоков Запорожской АЭС с реакторами ВВЭР-1000 позволяют получить большой опыт по производству серийных реакторов с последующей их модернизацией и усовершенствованием конструкции. Метод преимущественно заводского законченного изготовления наиболее габаритных элементов реактора (включая корпус реактора) позволяет улучшить технологию изготовления, термообработки и контроля. [c.14]
При существующих толщинах несущих элементов корпусов реакторов проявление масштабного фактора как при формировании термомеханического напряженного состояния, так и при оценках прочности становится весьма существенным. [c.17]
САОЗ обеспечивают аварийное охлаждение зоны при возникновении крупных неплотностей в первом контуре для ВВЭР-440. В схему второго контура входят паропроизводящая часть парогенераторов, трубопроводы, подогреватели воды, другое теплотехническое оборудование с системами контроля и управления рабочими параметрами. Схема компоновки первого и второго контуров АЭС с ВВЭР-1000 показана [10] на рис. 1.5. В энергоустановках с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 используются парогенераторы горизонтального типа. Трубные пучки парогенераторов погружены в теплоноситель с естественной циркуляцией котловой воды в межтрубном пространстве и поперечным омыванием труб. Питательная вода подается под уровень кипящей воды. Нагретый в реакторе теплоноситель проходит через трубные пучки парогенераторов. Образовавшийся в парогенераторе пар после сепарации в паровом объеме через коллектор подается к турбинам. Для реакторов, указанных в табл. 1,1, паропроизводительность парогенераторов увеличивалась соответственно от 230 до 1470 т/ч (230-325-450-1470). Давление пара на выходе повышалось соответственно 3,14-3 24—4 6-6,3 МПа, а температура питательной воды — 189—195—226— 220 С. [c.17]
САОЗ имеет своей целью исключить перегрев активной зоны при возникновении течи в ГЦК (в том числе и при мгновенном разрыве главного циркуляционного трубопровода). Пассивная часть САОЗ включает в себя емкости аварийного запаса воды с подачей ее в реактор за счет давления газовых подушек активная часть САОЗ имеет высоко- и низконапорные насосы аварийной подачи борного раствора в реактор. [c.18]
Основные эксплуатационные воздействия и напряженность в реакторах. Указанные в табл. 1.1 размеры и величины нагрузок позволяют определить номинальные напряжения по опасным сечениям несущих элементов и проверить статическую прочность. [c.18]
При эксплуатации реакторов давление и температура, как основные расчетные параметры, существенно изменяются, что делает, по существу, нагружение реакторов не статическим, а циклическим с различными скоростями для различных режимов работы. Близкое к статическому нагружение имеет место при стационарных режимах работы на номинальной мощности, Циклический характер нагружения несущих элементов ВВЭР обусловлен соответствующими нормальными и возможными аварийными режимами работы. К расчетным режимам относятся гидроиспытания, пуски, остановы, работа на номинальных режимах, изменение мощности, срабатывание систем аварийной защиты. В число режимов, подлежащих учету при обосновании прочности и ресурса реакторов, следует отнести также аварийные режимы, которые могут возникнуть при полных или частичных разрушениях некоторых элементов первого контура (например, основных или вспомогательных трубопроводов), при импульсных или сейсмических воздействиях. Введение в расчеты прочности и ресурса этих аварийных режимов должно осуществляться по мере накопления исходной расчетной информации по изменениям давлений, температур, инерционных усилий, смещений опор оборудования, перемещений систем трубопроводов, реактивных усилий от теплоносителя. Общее число полных остановов в течение года может изменяться от 1—2 до 10—12 при этом более частые полные разгрузки реакторов, как правило, имеют место в начале эксплуатации, когда происходит приработка оборудования и возникают нарушения в работе. [c.18]
Накопленные к настоящему времени проектные и фактические данные [1, 2, 23, 25, 29] об основных расчетных эксплуатационных режимах ВВЭР позволяют охарактеризовать соответствующие диапазоны чисел циклов нагружения (табл. 1.2). [c.18]
МИ колебаниями от главных циркуляционных насосов, гидродинамическими усилиями от изменения скоростей и направлений потоков теплоносителя в первом контуре, тепловыми пульсациями от недостаточного перемешивания потоков теплоносителя, вибрациями и колебаниями от сейсмических нагрузок. Сложный спектр высокоскоростных и вибрационных механических и тепловых нагрузок имеет место при различных аварийных режимах, связанных с возможным разрывом главных трубопроводов первого контура и динамическим смещением опор корпуса реактора при мощных землетрясениях и разрывах. Характер и анализ перечисленных выше статических и циклических нагрузок и связанных с ними напряжений приведены в нормах расчета на прочность [1, 2]. Перечисленные выше нагрузки создают в корпусах и других элементах первого контура водо-водяных реакторов соответствующие номинальные напряжения. Учитывая сложность конструктивных форм этих элементов, неравномерное распределение температур по толщине стенок каждого элемента и между отдельными элементами, а также различие в физико-механических свойствах (коэффициенты линейного расширения, теплопроводность), суммарные местные напряжения могут значительно (в 2-3 раза и более) превосходить номинальные. По данным [1, 2, 6, 23, 29-37], коэффициенты концентрации напряжений о от механических нагрузок (равные отношению местных напряжений в различных зонах корпуса реактора к номинальным напряжениям в гладкой Щ1линдрическ0й или сферической части) составляют величины порядка 1,5—5. Для некоторых из зон корпуса эти коэффициенты приведены в табл. 1.3. [c.19]
При коэффициентах запаса по пределу текучести, равных 1,6—2 для указанных в табл. 1.3 коэффициентов а , местные напряжения могут достигать величин, приближающихся к пределу текучести или превышающих его (отверстия в крышке, впадины витков резьбы у шпилек). В целом ряде случаев к этим напряжениям добавляются напряжения от тепловых нагрузок. Экстремальные значения местных температурных напряжений, например при аварийных режимах, достигают 0,5-0,9 от предела текучести. [c.20]
Приведенные выше общие краткие данные о давлениях и температурах теплоносителя в ВВЭР, о стационарных и нестационарных режимах работы и соответствующих им числах циклов нагружения, о номинальных и местных напряжениях в несущих элементах являются исходными для определения прочности и ресурса. Аналогичными данными необходимо располагать при определении прочности и ресурса реакторов других типов. При этом должна учитываться специфика конструктивных и технологических решений, применяемых материалов и условий эксплуатационного нагружения. [c.20]

Вернуться к основной статье

Справочник химика 21

Химия и химическая технология