Изучение устройств систем отжига корпусов реактора ввэр-1000
ВВЕДЕНИЕ
Вклaд АЭС с ВВЭP-1000 в элeктрoэнeргетикy Рoссии и некoторых стрaн мира весьмa знaчителен. Реакторы ВВЭР-1000 являются безопaсными и надежными в эксплуатации. В тaблице 1 представлен перечень реакторов ВВЭР-1000, успешнo эксплуатирующихся, начинaя с 1980 года
В прогрaмме развития атомной энергетики России, наряду с сооружением новых АЭС, предусмoтрены работы по прoдлению срока эксплуатации энергoблоков АЭС после окончания их 30-летнего срока службы, чтo позволит повысить эффективнoсть АЭС без дополнительных влoжений на замещение выводимых из эксплуатации мощностей. В первую очередь, это отнoсится к блоку №1 Балаковской АЭС и блоку №1 Калининскoй АЭС. Ключевым элементом энергоблока, ограничивающим срок службы, является КР. Одним из промышленных мероприятий
Оглавление
ВВЕДЕНИЕ 2
1.ТЕХНОЛОГИЯ ВОССТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000......................................................................................4
1.1СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ПРОЧНОСТИ И ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ ВВЭР-1000 ПРИ ПРОДЛЕНИИ СРОКА ЭКСПЛУАТАЦИИ ДО 60 ЛЕТ.......5
1.2ОСНОВНАЯ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ ИДЕЯ..........................................6
1.3 ЗНАЧЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ ДЛЯ ПРАКТИКИ..........................................8
1.4 ТЕМПЕРАТУРНО-ВРЕМЕННОЙ РЕЖИМ ВОССТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА МЕТАЛЛА КР ВВЭР-1000 ДЛЯ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ДО 60 ЛЕТ.ОТЛИЧИЯ В ХИМИЧЕСКОМ СОСТАВЕ, УСТАНОВКИ И УСЛОВИЯХ ЭКСПЛУАТАЦИИ.........................................................................9
2.ПРОВЕДЕНИЕ ПОЛНОМАСШТАБНОГО ЭКСПЕРИМЕНТА ПО ОТЖИГУ КОРПУСА РЕАКТОРА НА СТЕНДЕ..............................................10
2.1 МАКЕТИРОВАНИЕ ТЕХНОЛОГИИ ОТЖИГА КОРПУСА РЕАКТОРА ВВЭР-1000............................................................................................................12
3.ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ.....................................................................20
3.1 СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ.....................................................................23
3.2 ВСПОМОГАТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ...........................................................26
3.3РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ....................................................................31
ЗАКЛЮЧЕНИЕ...................................................................................................33
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ..........................................35
Список использованных источников
1Губарев В. Главная тайна «Гидропресса» // Наука и жизнь. — М., 2005. — № 12. — С. 30—37.
АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность, 1990, с. 43—44.
Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР, 1977, с. 21—26.
Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР, 1977, с. 33—42.
Воронин Л. М. Особенности проектирования и сооружения АЭС. — М.: Атомиздат, 1980. — С. 77—80. — 192 с.
АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность, 1990, с. 44—48.
Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций, 2004, с. 52—53.
Перейти обратно:1 2 Виктор Мохов: о ВВЭР малых, больших и очень больших. Интервью. AtomInfo.Ru (17 июля 2009). Дата обращения: 20 апреля 2011. Архивировано 4 декабря 2010 года.
АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта, 2010, с. 528.
Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов. — 4-е издание переработанное и дополненное. — Москва: Высшая школа, 1984. — С. 18—22. — 304 с.
Основное оборудование реакторного отделения. — Балаково: БАЭС,ЦПП, 2000. — С. 92. — 178 с.
Перейти обратно:1 2 3 4 АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта, 2010, с. 244—247.
ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность, 2006, с. 219—222.
АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта, 2010, с. 241—244.
Основное оборудование реакторного отделения. — Балаково: БАЭС,ЦПП, 2000. — С. 75—78. — 178 с.
Перейти обратно:1 2 Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций, 2004, с. 50—52.
АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта, 2010, с. 244.
Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций, 2004, с. 64—66.
Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций, 2004, с. 60—135.
ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность, 2006, с. 222—225.
В горизонтальных парогенераторах шлам оседает в нижней части корпуса, где отсутствует трубчатка и легко организовать его удаление с помощью постоянной и периодической продувки. Вертикальные ПГ эксплуатируются при значительно более щадящем водно-химическом режиме второго контура, западные технологии в этой области ушли далеко вперёд. В 1990-х и 2000-х годах АЭС с ВВЭР существенно продвинулись в этом направлении, однако достижимые показатели водно-химического режима по-прежнему значительно ниже мирового уровня, в основном из-за применения более дешёвого и недостаточно коррозионно-стойкого основного оборудования и трубопроводов конденсатно-питательного тракта. Несмотря на это, общая для горизонтальных и вертикальных ПГ проблема коррозии стоит для последних значительно острее. Серьёзные дефекты вследствие коррозии приводили к замене как горизонтальных, так и вертикальных ПГ, однако в разных масштабах. Замена парогенератора — чрезвычайно технически сложная и дорогостоящая процедура (около 50 млн. $ замена одного ПГ, без учёта огромных издержек из-за длительного простоя блока).В конце 1986 года в парогенераторах ВВЭР-1000 впервые были обнаружены трещины на выходных коллекторах теплоносителя. В период до 1991 года по этой причине были заменены ПГ на 7 энергоблоках. Исследования показали, что коррозионное растрескивание коллекторов со стороны второго контура развивалось в результате больших остаточных напряжений в коллекторах из-за технологического процесса запрессовки теплообменных труб взрывом. Для решения проблемы была изменена технология изготовления, модифицирована конструкция, ужесточены требования к водно-химическому режиму. После 1991 года замена парогенераторов ПГВ-1000 не производилась.