Реакторы ВВЭР

Рис. 1.1. Общий вид ядерного реактора ВВЭР-1000 [32]

На АЭС с реакторами ВВЭР преобладают нарушения при содержании помещений (37,2 %), первичных средств пожаротушения (26,4 %), при эксплуатации электрооборудования (16,7 %). [c.226]

ПРОТИВОПОЖАРНАЯ ЗАЩИТА АЭС С РЕАКТОРАМИ ВВЭР [c.244]

Рис. 9.3. Технологическая схема хранилища жидких отходов дпя серийных блоков АЭС с реакторами ВВЭР—440

Действующие в настоящее время АЭС с реакторами ВВЭР, особенно ранних поколений, не в полной мере отвечают современным требованиям. Наличие недостатков в противопожарной защите станций обусловливает необходимость разработки и реализации мер, направленных на по- [c.244]

Противопожарная защита АЭС с реакторами ВВЭР [c.431]

Рис. 5.80. Контроль основного металла и сварных соединений корпуса реактора ВВЭР-1000

Насосы циркуляционные первого контура энергоблоков атомных электростанций с реакторами ВВЭР. Типы, основные параметры и общие технические требования [c.758]

Существует две разновидности легководных реакторов охлаждаемые водой под давлением (водо-водяные реакторы, или ВВЭР (Р)УЯ)) и охлаждаемые кипящей водой (пароводяные реакторы, или ПВР (BWR)). В нашей стране используются ректоры ВВЭР. В реакторе ВВЭР теплоноситель, нагретый до высокой температуры, подается на парогенератор, где тепло передается другому потоку теплоносителя (тоже вода). То есть эти реакторы имеют два контура теплоносителя. В эксплуатации находятся реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с энергетической мощностью соответственно 400 МВт и 1000 МВт. [c.331]

Рис. 1.3. Общий вид твэла реактора ВВЭР-1000

Имеется два основных направления в разработке систем контроля корпусов во-до-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) изнутри или снаружи корпуса. В данном случае разработчиками выбрана схема контроля снаружи. [c.649]

Конструкция тепловыделяющей сборки. ТВС ядерного реактора ВВЭР-1000 имеет шестигранную форму и содержит пучок твэлов, размещенных с шагом 12,75 мм, головки и хвостовика (рис. 1.2), [c.17]

Устройства вибродиагностики являются составляющими систем оперативной диагностики оборудования реакторов ВВЭР-1000 [8]. Характерной особенностью устройств диагностики внутрикорпусных устройств является приме -нение в них в качестве датчиков вибраций ионизационных камер и других датчиков ионизирующих излучений, а также датчиков пульсаций давления потока теплоносителя. Описана, например, 20-канальная система регистрации сигналов трех ионизационных камер (ИК), размещенных вне активной зоны [c.199]

В главном циркуляционном контуре (ГЦК) с четным числом петель наблюдаются два ряда акустических стоячих волн. Первый тип соответствует волнам с узлом, совпадающим с вертикальной осью симметрии ГЦК, имеющим частоты 6,6 X п Гц для реактора ВВЭР-1000 (п = 1, 2,...), п = 1 соответствует основной частоте ряда второй - с пучностью на этой оси (частоты 8,8 х п Гц). Вибрации ТВС приводят к появлению изменяющейся во времени и пространстве переменной составляющей нейтронного поля, что, в свою очередь, приводит к появлению соответствующей переменной составляющей реактивности и может быть зарегистрировано по сигналам ионизационных камер. Если колебания отдельных ТВС синфазны, сигналы одной из пар ИК на частоте вибрации также будут синфазными, в то время как для двух остальных пар они окажутся противофазными. Сходные результаты получены и для групп датчиков прямого заряда. [c.200]

Пример 2. Собраны данные о значениях наружного диаметра оболочек твэлов реактора ВВЭР-1000, изготовленных в течение 25 рабочих дней. Ежедневно контролировали по 5 случайно отобранных оболочек. Результаты приведены ниже (значения диаметров 4 даны в сотых долях мм после вычитания [c.218]

Рис. 114. Тест-образец ГЦТ Ду 500 реактора ВВЭР-440

Характерный пример - исследование, где метод измерения вибраций топливных сборок в активной зоне реактора ВВЭР-440 основан на внешней по отношению к корпусу реактора регистрации сигналов нейтронного шума с различных азимутальных направлений и по крайней мере одного акустического датчика на внешней стенке корпуса реактора, регистрирующего звуки, генерируемые утечками теплоносителя непосредственно от входного к выходному патрубку через лабиринтное уплотнение [49]. Если сборка вибрирует, существует заметная когерентность между огибающей акустического сигнала и любым шумовым нейтронным сигналом от ионизационной камеры, размещенной под углом, отличным от 90° относительно акустического датчика. [c.260]

Одним из примеров таких работ является предлагаемая вниманию специалистов монография, в которой изложены методы и технологии обеспечения безопасности эксплуатация главных трубопроводов АЭС на основе концепции течь перед разрушением (ТПР). Описанные методы и технологии впервые в России (и в странах СНГ) реализованы на 4 блоках АЭС с реакторами ВВЭР-440 первого поколения (I, II блоки Кольской АЭС и III, [c.3]

Приближенно место появления течи позволяют определить методы контроля, основанные на контроле шумов. Однако эти методы обладают малой чувствительностью (для условий реакторов ВВЭР-440 от 300 л/ч и выше) и повышенной сложностью расшифровки акустических сигналов. [c.52]

Таблица 10. Основные характеристики реактора ВВЭР-440

Наплавка корпуса реактора ВВЭР-1000 1482 2,17 1 0,034 [c.82]

Результаты вычисления функции Рс для наплавки корпуса реактора и Ра для главных циркуляционных трубопроводов Ду 850 реактора ВВЭР-1000 по данным входного контроля в период пу-ско-наладки можно видеть на рис. 37,а и б соответственно. Функция Ра для сварных швов основного металла корпуса реактора типа ВВЭР-440 (рис. 38) была определена с использованием результатов входного и эксплуатационного контролей корпусов реакторов НВАЭС, а также данных о дефектности корпусов [c.85]

Рис. 37. Функции вероятности существования дефектов в наплавке корпуса а, б) и дефектов в ГЦТ Ду 850 реактора ВВЭР-1000 (в, г)

Реакторы ВВЭР-440 первого поколения [c.92]

Проектные режимы эксплуатации и их число даны в табл. 28. Опыт эксплуатации реакторов ВВЭР-440 не дал оснований для изменения перечня указанных в табл. 28 режимов. [c.124]

О возможности обеспечения абсолютной надежности ГЦТ реакторов ВВЭР-440 по критерию сопротивления разрыву [c.203]

Прямые измерения напряжений в наплавке, выполненные методом натурной тензометрии корпуса реактора ВВЭР на I блоке НВАЭС [104 ] показал, что напряжения в наплавке на цилиндрической части корпуса реактора и режиме НУЭ составляют — 180 МПа. [c.233]

Анализ распределения нарушений требований пожарной безопасности по местам обнаружения показывает, что наибольшее их число проявляется в турбинных, реакторных и электроцехах. Так, па АЭС с реакторами РБМК число нарушений в турбинном цехе составило 26,4, в реакторном 22,6, в электроцехе 18,7 %. На станциях с реактором ВВЭР наибольший поток нарушений в турбинном цехе (49,3 %), в электроцехе — 20,8%. Для АЭС с реакторами БН наибольший процент нарушений приходится на административно-хозяйственные помещения37,2 %, на цеха и участки отдела главного механика — 29,6 % и отдел главного энергетика — 16,3 %. [c.226]

В ядерных реакторах, работающих на тепловых нейтронах, в результате побочных процессов образуется Т., к-рый может попадать в окружающую среду с газообразными или жидкими отходами, как непосредственно на АЭС, так и при дальнейшей переработке облученного ядерного топлива. Количеств, оценка поступления Т. в оиужающую среду с газообразными и жидкими отходами АЭС, ГБк/МВт(электрич.)-год реакторы ВВЭР (водно-водяной энергетич. реактор) - в атмосферу 7,4-33, в гидросферу 33 реакторы РБМК (реактор большой мощности канальный) - соотв. 22 и 1,5. Существенно более высокие выбросы Т. наблюдаются на АЭС с тяжеловодными реакторами. Осн. источник поступления Т. в окру- [c.6]

В корпусе реактора ВВЭР размещена активная зона, где находится тепловыделяющие сборки (ТВС), являющиеся законченными единицами ядерного топлива и комплектующие активную зону. Они вставляются в дистанцио-нирующие решетки и образуют вместе с ними "корзины", в специальных каналах которых перемещаются стержни, поглощающие нейтроны (поглощаю -щие элементы - ПЭЛы), с помощью которых регулируется интенсивность деления ядер урана и, соответственно, мощность реактора. [c.15]

Дистанционирование твэлов осуществляется 15 сотовыми решетками, разнесенными с шагом 250 мм по длине ТВС. Решетки крепятся с помощью центральной (каркасной) трубы диаметром 11,2 мм и толщиной стенки 0,8 мм. Внутри ТВС имеются направляющие каналы - трубы диаметром 12,6 мм с толщиной стенки 0,8 мм, в которых размещены органы системы управления защитой (СУЗ) 18 ПЭЛов объединены в один поглощающий стержень (ПС) с индивидуальным приводом, обеспечивающим его перемещение в ТВС (рис. 1.3). Основные конструкционные параметры ТВС и твэлов реактора ВВЭР-1000 приведены в табл. 1.4. [c.17]

В середине 80-х годов перед нами была поставлена задача обеспечения безопасности эксплуатации на основе концепции ТПР для действующих реакторов ВВЭР-440 первого поколения. Уже в 1988 г. был завершен первый этап исследований, в рамках которого разработаны методология и методы исследований, учитывающие специфику этапа эксплуатации спроектированной без учета концепции ТПР конструкции трубопровода [9]. Была показана также принципиальная применимость концепции ТПР для ГЦТ реакторов ВВЭР-440. По результатам первого этапа были приняты принципиальные решения о направлениях реконструк- [c.10]

Комплексный характер исследований применения концепции ТПР для реакторов ВВЭР-440 был реализован нами уже в 1987—1988 гг. в работах [9, 10], отчеты по которым были переданы в восточно-европейские страны, ФРГ и МАГАТЭ. Комплексный характер исследований в этих работах обеспечивался на основе системного подхода. Техническое задание на работы по ТПР в рамках ТАС15-91 было разработано г-ном Пийе (представителем КЕС) и автором (представителем концерна Росэнергоатом). [c.61]

На III, IV блоках НВАЭС и I, II блоках КолАЭС установлены реакторы ВВЭР-440, которые можно отнести к реакторам первого поколения. Основные технические характеристики этих реакторов даны в табл. 10, а общая схема — на рис. 39. [c.92]

Исследование старения стали типа 08Х18Н10Т в условиях реакторов ВВЭР-440 [c.115]

Эти условия ВЫПОЛНЯЮТСЯ на станциях с ВВЭР-440 достаточно жестко При нормальной работе очистных и подпиточных установок. Однако при анализе воднохимического режима первого контура отечественных станций с реакторами ВВЭР-440 за вре- [c.125]

Исследованию подвергался металл главного циркуляционного трубопровода Ду 500 первого контура реактора ВВЭР-440 КолАЭС после 100 ООО ч эксплуатации. Это металл плавки 160679, химический состав которого представлен в табл. 33, а механические свойства — в табл. 34. [c.145]

Сталь 08Х18Н10Т является пластичным материалом не только в исходном состоянии, но и после длительной эксплуатации в условиях главных циркуляционных трубопроводов первого контура реактора ВВЭР-440. Поэтому сопротивление ее разрущению может характеризоваться лищь условным значением критического коэффициента интенсивности напряжений. Характеристиками трещиностойкости стали 08Х18Н10Т служили упругопластическая вязкость разрушения J — интеграл и критическое раскрытие вершины трещины 6с, определяемые по моменту старта трещины. [c.149]

Испытания натурных образцов труб до разрущения осуществлялось в бронекамере 24 301 АО НПО ЦКТИ. На указанном стенде проводили испытания до разрушения моделей и натурных сосудов, в том числе натурных коллекторов реактора РБМК-1000, барабанов котлов, отработавших проектный срок службы, и других сосудов, также натурных труб реактора ВВЭР-1000 нового поколения. В настоящем разделе описаны результаты испытаний элементов трубопроводов первого контура реактора ВВЭР-440. [c.161]

Рис. 115. Схема тест-образца Ду 500 из стали 0Х18Н10Т для исследования достоверного контроля ГЦТ реактора ВВЭР-440

Как показано в предыдущем разделе, ГЦТ реакторов ВВЭР-440 на И1, IV блоках НВАЭС и I, II блоках КолАЭС (в случае реализации 100%-ного контроля средствами дефектоскопии с повышенной достоверностью) являются практически безопасными в эксплуатации конструкциями (по критерию сопротивления внезапному полному разрыву). [c.204]

Применительно к ГЦТ реакторов ВВЭР-440 I, II блоков Кольской и III, IV блоков НВАЭС можно утверждать, что если число циклов разофев-расхолаживание между гидроиспытаниями не превышает 9, в этом случае эти трубопроводы являются абсолют- [c.204]

Болгария, Чехия и Словакия [90, 91]. После получения первых результатов, доказывающих применимость концепции ТПР для ГЦТ реакторов ВВЭР-440 [9], а также после получения положительных результатов международной экспертизы МАГАТЭ [И] в указанных выше странах были развернуты практические работы по обеспечению безопасности эксплуатации ГЦТ АЭС Козлодуй и Яславска Богунице. В Болгарии работами руководил Сименс в [c.237]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология