Конструкторское описание реактора ВВЭР-1000 (прим. Хмельницкой АЭС) - файл n1.doc

Конструкторское описание реактора ВВЭР-1000 (прим. Хмельницкой АЭС)
скачать (1672.5 kb.)
Доступные файлы (4):
n1.doc1381kb.03.07.2000 16:39скачать
n2.doc881kb.24.06.2000 17:46скачать
n3.doc1091kb.03.07.2000 16:20скачать
n4.doc1284kb.24.06.2000 17:46скачать

n1.doc


ПОСОБИЕ ДЛЯ ОБУЧАЕМОГО СОДЕРЖАНИЕ

Реактор ВВЭР-1000



СОДЕРЖАНИЕ





СОДЕРЖАНИЕ 1

ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ 2

ПЕРЕЧЕНЬ РИСУНКОВ 3

ПЕРЕЧЕНЬ ТАБЛИЦ 4

ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ 5

ЦЕЛИ ОБУЧЕНИЯ 6

ВВЕДЕНИЕ 7

СОСТАВ И ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ 8

Описание компонентов реактора. 9

Корпус реактора. 9

Внутрикорпусные устройства. 24

Верхний блок реактора. 35

Состав и общее описание ВБ. 36

Блок электроразводок. 42

Активная зона. 43

Бетонная шахта реактора. 59

Дополнительная информация 72

ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОКОНТРОЛЯ 81

ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ





АКНП – аппаратура контроля нейтронного потока;

АЭС – атомная электростанция;

БЗТ – блок защитных труб;

БМП – бассейн мокрой перегрузки;

БЭР – блок электроразводок;

ВБ – верхний блок;

ВВЭР – водо – водяной энергетический реактор;

ВКУ – внутрикорпусные устройства;

ГРР – главный разъём реактора;

ДПЗ – датчик прямого заряда;

КНИ – канал нейтронных измерений;

НСБ – начальник смены блока;

ОР СУЗ – орган регулирования системы управления и защиты;

ПС СУЗ – поглощающие стержни СУЗ;

РУ – реакторная установка;

САОЗ – система аварийного охлаждения активной зоны реактора

СУЗ – система управления и защиты;

ТВС – тепловыделяющая сборка;

Твэл – тепловыделяющий элемент;

ТК – температурный контроль;

УТЦ – учебно – тренировочный центр;

ХАЭС – Хмельницкая АЭС;

ШЭМ – шаговый электромагнит.

ПЕРЕЧЕНЬ РИСУНКОВ





Рисунок 1 Реактор ВВЭР-1000 8

Рисунок 2 Габаритные размеры корпуса реактора 10

Рисунок 3 Корпус реактора 11

Рисунок 4 Узел контроля протечек главного разъёма 14

Рисунок 5 Отвод протечек главного разъёма 14

Рисунок 6 Сечение корпуса А-А 15

Рисунок 7 Сечение корпуса Б-Б 15

Рисунок 8 Конструкция патрубков САОЗ 16

Рисунок 9 Опорная конструкция реактора ВВЭР-1000 17

Рисунок 10 Узел главного разъёма 19

Рисунок 11 Зависимость максимальной плотности потока нейтронов с Е >0,5 МэВ на внутреннюю поверхность корпуса реактора ВВВЭР-1000 блока №1 ХАЭС от номера топливной кампании 23

Рисунок 12 Общий вид шахты внутрикорпусной. 26

Рисунок 13 Установка шпонок во фланце шахты 27

Рисунок 14 Нижняя часть шахты 28

Рисунок 15 Выгородка 30

Рисунок 16 Габаритные размеры БЗТ 32

Рисунок 17 Верхний блок 36

Рисунок 18 Металлоконструкция верхнего блока 39

Рисунок 19 Блок элетроразводок 42

Рисунок 20 Тепловыделяющий элемент (твэл) 45

Рисунок 21 Картограмма активной зоны реактора ВВЭР-1000 48

Рисунок 22 Габаритные размеры ТВС 49

Рисунок 23 Верхняя часть ТВС. Сведения о ТВС 50

Рисунок 24 Соединение БЗТ, привода СУЗ и ТВС 51

Рисунок 25 Разрез защитной трубы БЗТ А-А 52

Рисунок 26 Нижняя часть направляющего канала ТВС 52

Рисунок 27 Топливная таблетка 54

Рисунок 28 Шахтный объём реактора 59

Рисунок 29 Компоновка оборудования реактора в бетонной шахте 60

Рисунок 30 Ферма опорная 63

Рисунок 31 Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора 66

Рисунок 32 Сильфон разделительный 68

Рисунок 33 Теплоизоляция зоны патрубков 69

Рисунок 34 Защита биологическая 70

Рисунок 35 "Звёздочка" реактора 72

Рисунок 36 Теплоизоляция верхнего блока 74

Рисунок 37 Схема механизма перемещения ионизационных камер 78

Рисунок 38 Внутрикорпусной тракт движения теплоносителя 80

ПЕРЕЧЕНЬ ТАБЛИЦ





Таблица 1 Основные расчётные параметры корпуса реактора 9

Таблица 2 Зависимость минимальной температуры корпуса реактора от срока службы 10

Таблица 3 Сроки извлечения из реактора образцов-свидетелей 23

Таблица 4 Данные по шахте и выгородке реакторов ВВЭР-1000 31

Таблица 5 Характеристики БЗТ реактора ВВЭР-1000 34

Таблица 6 Данные по количеству разъемов в пределах верхнего блока реактора 38

Таблица 7 Характеристики кассет с урановым топливом 56

Таблица 8 Характеристики кассет с уран - гадолиниевым топливом 56

Таблица 9 Характеристики ПС СУЗ 57

Таблица 10 Характеристики пучков СВП 57

Таблица 11 Общие характеристики ТВС, используемых для загрузки в активную зону реакторов типа ВВЭР-1000. 57

Таблица 12 Общие характеристики твэл, используемых для загрузки в активную зону реакторов типа ВВЭР-1000 58

Таблица 13 Общие характеристики рабочих органов СУЗ, используемых в реакторах типа ВВЭР-1000 58

Таблица 14 Технические характеристики фермы опорной 64

Таблица 15 Технические характеристики канала измерительного ядерного 65

Таблица 16 Технические характеристики теплоизоляции цилиндрической части корпуса реактора 67

Таблица 17 Технические характеристики сильфона разделительного 68

Таблица 18 Технические характеристики механизма перемещения ионизационных камер 78

Таблица 19 Составляющие протечек мимо активной зоны реактора ВВЭР-1000 79

Таблица 20 Геометрические характеристики реактора ВВЭР-1000 79

Таблица 21 Перепады давления на участках внутрикорпусного тракта реактора ВВЭР-1000. 80

ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ





1. Реактор. Пояснительная записка. 320.06.00.00.000 ПЗ.

2. Оборудование шахты ядерного реактора. Пояснительная записка. 320.01.00.00.000 ПЗ.

3. Кассета. Пояснительная записка. 302.01.06.00.000 ПЗ.

4. Техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации АЭС. Доработка. Книга 1. Киев, 1991 г.

5. Конструкция реактора ВВЭР-1000.Пособие для обучаемого. УТЦ ОП «Запорожская АЭС». 1999 г.

6. Конструкция оборудования ядерно паропроизводящих установок с реакторами ВВЭР-1000. Учебное пособие. п. Нововоронежский, 1984 г.

7. Реакторы ВВЭР-1000. Руководство для подготовки студентов. Разработано Дженерал Физикс Корпорэйшн для Хмельницкой АЭС.

8. Серийный энергоблок с реактором ВВЭР-1000. Реакторная установка. Москва. 1983 г.

9. С.В. Широков «Ядерные энергетические реакторы». Киев. 1997 г.

10. Реактор и главный циркуляционный контур. Учебная документация. Ровенская АЭС блок № 3.

11. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. Москва, 1989 г.

12. Комплекс кассет ВВЭР-1000 (тип В-302, В-320, В-338). Каталожное описание. У 0401.04.00.000 ДКО (окончательная редакция унифицированного каталожного описания для поставок топлива для АЭС Украины), 1999 г.

13. А.Г. Самойлов «Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов». Москва. Энергоатомиздат. 1985 г.

14. Буканов В.Н., Васильева А.В., Вишневский И.Н., Гаврилюк В.И., Гриценко А.В., Демехин В.Л. 15. Неделин О.В. «Определение радиационной нагрузки корпуса ВВЭР-1000». Журнал «Атомна енергетика та промисловiсть Укараiни». №1. 1999 год.

16. Зарицкий Н.С., Коврышин В.Г. «Проблема охрупчивания материалов корпусов ВВЭР и пути её решения». Журнал «Атомна енергетика та промисловiсть Укараiни». №1. 1999 год.

ЦЕЛИ ОБУЧЕНИЯ





Конечная цель КЦ-1.0 По окончании изучения материала обучаемый должен перечислить основные компоненты реактора ВВЭР-1000 и дать их описание в соответствии с пособием для обучаемого «Реактор ВВЭР-1000».
Промежуточные цели:
ПЦ-1.1 Перечислить основные компоненты реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-1.2 Назвать назначение компонентов реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-1.3 Описать конструкцию компонентов реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-1.4 Перечислить основные характеристики компонентов реактора ВВЭР-1000.
Конечная цель КЦ-2.0 По окончании изучения материала обучаемый должен назвать назначение, состав, конструкцию, основные характеристики активной зоны реактора ВВЭР-1000 в соответствии с пособием для обучаемого «Реактор ВВЭР-1000».
Промежуточные цели:
ПЦ-2.1 Назвать назначение активной зоны реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-2.2 Перечислить состав активной зоны реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-2.3 Объяснить конструкцию составных элементов активной зоны реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-2.4 Перечислить основные характеристики активной зоны реактора ВВЭР-1000.
Конечная цель КЦ-3.0 По окончании изучения материала обучаемый должен перечислить состав оборудования бетонной шахты реактора ВВЭР-1000, назвать назначение, состав, конструкцию, основные характеристики оборудования бетонной шахты реактора ВВЭР-1000 в соответствии с пособием для обучаемого «Реактор ВВЭР-1000».
Промежуточные цели:
ПЦ-3.1 Перечислить состав оборудования бетонной шахты реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-3.2 Назвать назначение оборудования бетонной шахты реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-3.3 Описать конструкцию оборудования бетонной шахты реактора ВВЭР-1000.

ПЦ-3.4 Перечислить характеристики оборудования бетонной шахты реактора ВВЭР-1000.

ВВЕДЕНИЕ






Данное пособие предназначено для персонала АЭС, изучающего оборудование реакторного отделения. Пособие содержит подробную информацию о конструкции реактора, активной зоны, оборудования бетонной шахты реактора.

В данном пособии не рассматриваются такие вопросы, как управление реактором, КИП реактора, устройство, принцип действия, конструкция уплотнений приводов СУЗ, датчиков СВРК. Это - темы отдельных учебных пособий.

При создании данного учебного пособия использовались материалы, которые разработали и любезно предоставили сотрудники ХАЭС: начальник лаборатории УТЦ А.П. Лузан, НСБ М.Х. Гашев, НСБ Н.И. Арсенин. Автор выражает большую признательность всем тем, кто оказал помощь в написании пособия.

СОСТАВ И ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ


Реактор ВВЭР-1000 является водо-водяным энергетическим реактором корпусного типа и представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, с двухрядным расположением патрубков, внутренняя часть и части фланца и крышки покрыты антикоррозионной наплавкой. Корпус реактора сверху закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов СУЗ. По принципу работы ВВЭР-1000 является гетерогенным ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленая вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации.

При прохождении через активную зону теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива.

Теплоноситель принудительно поступает в реактор через четыре нижних входных патрубка корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС – тепловыделяющие сборки, из которых набрана активная зона. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб - БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

Упрощённый разрез реактора ВВЭР–1000 показан на рис 1.

Основными компонентами реактора являются:

● корпус реактора;

● внутрикорпусные устройства (шахта реактора, выгородка, блок защитных труб (БЗТ));

● верхний блок (ВБ).

Описание компонентов реактора.

Корпус реактора.

Назначение и проектные основы корпуса реактора.


Корпус ядерного реактора (корпус в сборе с крышкой) предназначен для размещения внутрикорпусных устройств (ВКУ), комплекса тепловыделяющих сборок ТВС (активной зоны) и перемещаемых приводами шагового электромагнита (ШЭМ) органов системы управления и защиты реактора (СУЗ).

Корпус относится к устройствам нормальной эксплуатации и первой категории сейсмостойкости.

В конструкции корпуса реализованы следующие требования нормативно - технической документации:

1) расчетный срок службы корпуса (с крышкой) - 40 лет;

2) наработка до отказа - не менее 24000 часов (под отказом понимается восстанавливаемые повреждения корпуса типа :

течь разъемного соединения, течь штуцера, задиры резьбы и т.д.) ;

3) обеспечение надежной и безопасной эксплуатации в течение расчетного срока службы;

4) возможность осмотра, контроля основного металла и сварных соединений неразрушающими методами дефектоскопии и дезактивации внутренней поверхности;

5) учет изменений физико-механических свойств материала корпуса под действием радиоактивного излучения и температуры;

6) учет всех возможных при эксплуатации силовых, температурных и сейсмических воздействий.

В расчете корпуса реактора на прочность учтены изменения параметров во всех проектных режимах (нормальные условия эксплуатации, нарушение нормальных условий эксплуатации и аварийные) и обоснован расчетный ресурс, его надежность и безопасность.

Основные расчетные параметры приведены в таблице 1.

Таблица 1 Основные расчётные параметры корпуса реактора



Наименование параметра

Численное значение



Давление расчетное рабочее, кгс/см2

180



Температура расчетная, °С

350



Скорость разогрева, °С/час

20



Скорость расхолаживания, °С/час

нормального, 70 циклов

ускоренного, 30 циклов


30

60



Максимальный расчетный флюенс быстрых нейтронов с энергией более 0,5 МэВ, нейтр./см2

5,7 х 1019


Основные параметры реактора обеспечиваются при условии, что температура корпуса реактора, при нагружении внутренним давлением в течение назначенного срока службы будет не менее указанной в таблице 2.
Таблица 2 Зависимость минимальной температуры корпуса реактора от срока службы

Наименование

Величина

Минимальная температура корпуса,

На 1-м году

Через 4 года

Через 8 лет

Через 12 лет

Через 16 лет

Через 20 лет

Через 24 года

Через 28 лет

На 30-м году

при давлении в реакторе более 3,43Мпа

(35 кгс/см2)

85

86

97

103

108

112

115

118

120


Габариты корпуса (см. рис.2):

высота - 10897 мм;

диаметр наружный по фланцу - 4570 мм (на рис.2 показан размер 4585 мм);

диаметр наружный по цилиндрической

части - 4535 мм;

размер в плане по патрубкам 990 х 70 - 5260 мм;

масса корпуса - 320 т.

Максимальный наружный диаметр корпуса реактора 4690 мм (диаметр опорного бурта) выбран из расчета транспортировки корпуса реактора. При этом транспортировка корпуса реактора на железнодорожном транспортере возможна, когда оси двух пар патрубков Ду 850 расположены под углом 55° (см. рис.6).

К
Рисунок 2 Габаритные размеры корпуса реактора
орпусы реакторов ВВЭР-1000 для реакторной установки В-320 изготавливаются в России - на Ижорском заводе в г. Санкт-Петербурге и на ПО «Атоммаш» в г. Волгодонске. С завода - изготовителя на АЭС корпус реактора транспортируется по железной дороге специальным железнодорожным транспортёром. Корпус для первого блока ХАЭС изготовлен на ПО «Атоммаш», корпус для второго блока - на Ижорском заводе. Оба верхних блока для блоков №1 и №2 ХАЭС изготовлены на ПО «Атоммаш».

Состав и общее описание корпуса реактора.


Корпус реактора ВВЭР-1000 представляет собой цилиндрический вертикальный сосуд высокого давления.

Совместно с крышкой верхнего блока (ВБ) и деталями главного уплотнения (ГУ), корпус ядерного реактора обеспечивает создание внутри себя герметичного объёма.

В
Рисунок 3 Корпус реактора
качестве основного материала для корпуса реактора ВВЭР-1000 применена аттестованная для корпусов и трубопроводов сталь 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А.

Вся внутренняя поверхность корпуса имеет антикоррозионную наплавку.

Корпус реактора изображён на рисунке 3. Корпус состоит из фланца - поз.2 на рис.3, двух обечаек зоны патрубков - поз.3, опорной обечайки - поз.5, двух обечаек цилиндрической части - поз.7 и эллиптического днища - поз.9. и имеет по высоте 6 кольцевых сварных швов.

На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков приварено кольцо - разделитель потока - поз.4. К внутренней поверхности цилиндрической части корпуса приварены 8 кронштейнов со шпонками - поз.8, предназначенных для крепления шахты в нижней части.

В состав корпуса ядерного реактора

входят следующие компоненты:

● корпус;

● крышка;

● кольцо опорное;

● кольцо упорное;

● детали главного уплотнения;

● образцы - свидетели.

Корпус.


Корпус реактора изготовлен из углеродистой перлитной стали марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА А. Из стали марки 15Х2НМФА выполнены днище, обечайки зоны патрубков, фланец корпуса. Из стали марки 15Х2НМФА А изготовлены обечайка активной зоны и опорная обечайка.

Расшифровываются эти маркировки так:

● «15» – это содержание углерода в сотых долях процента, т.е., в данном случае, 0,15%.

● «Х2» – обозначает 2% хрома. Наличие хрома повышает ударную вязкость, уменьшает внутренние напряжения и снижает опасность образования трещин в металле.

● «Н» – никель около 1%. Содержание этого элемента повышает твёрдость стали без снижения вязкости. Понижает порог хладноломкости и увеличивает сопротивление распространению трещин в металле. Содержание 1% никеля в сплаве снижает порог хладноломкости примерно на 60 оС.

● «М» – молибден около 1 %. Содержание молибдена в сплаве снижает его склонность к отпущенной хрупкости, повышает стойкость к отпуску, уменьшаются зёрна стали, увеличивается прокаливаемость.

● «Ф» – ванадий около 1%. Этот элемент добавляют в стали , где содержатся хром, никель, марганец для измельчения зерна стали.

● «А»- это обозначение того, что сталь имеет гарантированные механические свойства;

● дополнительный индекс «-А» через дефис - это обозначение того, что сталь имеет гарантированный химический состав (в частности, содержит меньше примесей в виде серы, фосфора, меди, которые оказывают вредное воздействие на сталь, например, содержание фосфора влияет на хладноломкость стали, а содержание серы - на красноломкость).

Перлитная сталь 15Х2НМФА-А была специально разработана для блоков ВВЭР 1000. Необходимость разработки новой стали была обусловлена увеличением габаритов корпуса реактора и толщины его стенки по сравнению с предшествующим проектом ВВЭР-440. По технологическим причинам было предусмотрено введение в сталь никеля в количестве 1,0-1,4% как единственного элемента, упрочняющего данный сплав с одновременным повышением его вязкости.

По сравнению с нержавеющими сталями аустенитного класса, перлитные стали обладают рядом преимуществ - в частности, у них выше прочностные свойства и теплопроводность, они слабо подвержены радиационному распуханию, свойства перлитных сталей почти не изменяются при температуре 240 450 оС.

Несмотря на то, что аустенитные стали имеют большое достоинство - изначально низкий порог хладноломкости – около 196  оС, их недостаток – низкий предел текучести. Кроме того, при высокотемпературном облучении, при значении флюенса быстрых нейтронов около 3х1023 нейтрон/см2 (с энергией более 0,5 МэВ), аустенитные стали испытывают радиационное распухание до 3 5%. Максимально этот эффект проявляется при температуре свыше 350 оС. Добавки титана, молибдена, никеля снижают радиационное распухание в сплавах.

Однако перлитные стали имеют свойство «вымываться» теплоносителем, частицы металла попадают в теплоноситель, повышая его радиационную активность. Для защиты металла от «вымывания» внутренняя поверхность корпуса реактора и патрубков плакирована нержавеющей сталью, т.е. покрыта антикоррозионной наплавкой, толщина которой колеблется от 7 до 9 мм, эллиптическое днище корпуса реактора плакировано наплавкой толщиной 9 мм. В районах соприкосновения с крышкой, шахтой внутрикорпусной и уплотнительными прокладками наплавка утолщена. Утолщения антикоррозионной наплавки имеются также в местах приварки к корпусу всех патрубков. Антикоррозионная наплавка выполнена в два слоя: первый слой материал СВ-07Х25Н13, второй слой – СВ-04Х20Н10Г2Б. Два слоя наплавки вызваны технологией нанесения: первый слой выполняется переходными электродами по углеродистой стали корпуса реактора, второй - выполняется аустенитными электродами.

Маркировка материала антикоррозионной наплавки расшифровывается так:

● «СВ» – это общее обозначение сварочных материалов;

● первые две цифры – это содержание углерода в сотых долях процента;

● «Х19» и «Х25» – обозначает процентный состав хрома 19% и 25% соответственно;

● «Н10» и «Н13»– обозначает процентный состав никеля 10% и 13%;

● «Г2» – обозначает содержание марганца 2 %;

● «Б» – обозначает содержание ниобия около 1%.

Фланцевый разъем корпуса развит во внутреннюю часть корпуса реактора. В нижней части фланца выполнен конусный переход с толщины 292 мм на толщину 285 мм по основному металлу с антикоррозионной наплавкой.

Фланец корпуса – цельнокованый, высотой 950 мм, со стенкой переменного сечения. Фланец корпуса соединён с зоной патрубков. Зона патрубков выполнена из двух цельнокованых обечаек, одна из которых является обечайкой «горячих» патрубков, а другая – обечайкой «холодных» патрубков. В каждой обечайке зоны патрубков имеется по четыре выштампованных патрубка Ду 850 мм. Обечайки зоны патрубков изготавливаются методом горячей штамповки. Высота верхней обечайки зоны патрубков 1800 мм, высота нижней обечайки 1960 мм. Соединение фланца с обечайками корпуса реактора и обечаек между собой осуществлено сварным швом, выполненным автоматическим методом.

Фланец имеет 54 резьбовых отверстия глубиной 290 мм под шпильки главного уплотнения М 170X6. Во время перегрузки топлива при извлеченных шпильках для исключения попадания борного раствора в гнёзда шпилек устанавливаются специальные заглушки.

На горизонтальной поверхности (в плакированной части) фланца корпуса выполнены 2 кольцевые канавки под установку 5-и миллиметровых никелевых прокладок (см. рис.10). Проверка профиля канавок производится шариком диаметром 5±0, 005 мм через каждые 200 мм на длине канавки, при этом шарик должен выступать над горизонтальной поверхностью на величину 1,7±0, 2 мм.

На наружной цилиндрической поверхности фланца выполнена переходная наплавка толщиной 10 мм для приварки сильфона разделительного.

На рис.10 показан узел главного разъёма реактора ВВЭР-1000.

На внутренней поверхности фланца корпуса реактора выполнен кольцевой выступ (бурт) шириной 20 мм для установки шахты реактора.

Для контроля протечек главного уплотнения на торце фланца выполнены три резьбовых гнезда М20х1,5 с ввёрнутыми в них переходниками для присоединения трубопроводов системы контроля протечек (см. рис.4 и рис.5).


Две обечайки зоны патрубков имеют каждая по 4 патрубка Ду 850 и по 2 патрубка Ду 300. Патрубки Ду 850 верхней обечайки предназначены для выхода теплоносителя, нижние - для входа. Патрубки Ду 850 выполнены методом штамповки и не требуют приварки промежуточных втулок при изготовлении корпуса реактора.

На рис.6 и на рис.7 показаны сечения корпуса соответственно А А и Б Б. Места сечений показаны на рис.2 «Габаритные размеры корпуса реактора» на стр.5. Сечение А А выполнено по оси «холодных», верхнего ряда, патрубков, а сечение Б Б по оси «горячих», нижнего ряда, патрубков. Патрубок выхода теплоносителя показан на рис.6 (поз.3). На уровнях верхнего и нижнего рядов патрубков Ду 850 выполнены по 2 патрубка под трубопроводы диаметром 351 мм на 36 мм. (поз.2 и поз.5 на рис.6). Эти патрубки имеют условный диаметр 300 мм (обозначаются «Ду 300») и предназначены для системы аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ), а точнее, для подсоединения к ёмкостям САОЗ. Патрубки САОЗ расположены попарно на одной оси на уровне верхнего и нижнего рядов патрубков Ду 850, со смещением на 60є относительно друг друга (см. рис.6 и рис.7).

На торцах всех патрубков корпуса произведена наплавка и обработка присоединительных размеров в зависимости от метода сварки со стыкуемыми трубопроводами.

На уровне осей верхнего ряда патрубков Ду 850 (на расстоянии 1850 мм от торца фланца корпуса) выполнен патрубок Ду 250 (см. поз.4 на рис.6). Этот патрубок предназначен для вывода импульсных линий из корпуса реактора (так называемая «звёздочка» реактора). Устройство «звёздочки» реактора рассмотрено ниже в специальном подразделе.

На патрубках САОЗ и патрубке КИП в процессе изготовления корпуса при помощи электрошлаковой сварки устанавливаются промежуточные втулки.

В патрубках САОЗ, конструкция которых показана на рис.8 установлены тепловые рубашки, которые представляют собой свободные объёмы между корпусом и патрубками. Эти объёмы заполнены воздухом, который имеет коэффициент теплопроводности намного ниже, чем металл. Назначение тепловых рубашек – снижение температурных колебаний зон патрубков корпуса реактора при срабатывании пассивной системы САОЗ. Разница температуры подаваемой холодной воды из ёмкостей САОЗ (около 50 єС) и температуры металла корпуса реактора может вызвать значительные температурные напряжения в металле и, как следствие, повреждение корпуса.
На наружной поверхности опорной обечайки выполнен опорный бурт с пазами для закрепления реактора на опорной ферме.

Корпус реактора закрепляется в бетонной шахте реактора посредством опорной и упорных конструкций. Опорная конструкция удерживает корпус реактора от поперечных перемещений, упорная – от продольных. Закрепление корпуса реактора рассчитано на нагрузки, возникающие при разрыве трубопровода Ду 850 и землетрясениях.

На наружной поверхности опорной обечайки под нижним рядом патрубков Ду 850 выполнен опорный бурт высотой 110 мм и диаметром 4690 мм. Он предназначен для закрепления реактора на опорном кольце. Опорный бурт выполнен также как переход от толщины стенки 285 мм к толщине 192,5 мм по основному металлу и, соответственно, 292 мм и 199,5 мм с учётом антикоррозионной наплавки, для стыковки опорной обечайки с обечайкой цилиндрической части корпуса. Длина опорной обечайки - 1140 мм.

На опорном бурте корпуса выполнено 22 выреза в продольном направлении. В проектное положение корпус реактора устанавливается опорным буртом на опорное кольцо и при помощи шпонок, которые крепятся к опорному кольцу, корпус реактора фиксируется от разворота в плане. Вырезы на опорном бурте одновременно обеспечивают допускаемый железнодорожный габарит.

Кольцо опорное предназначено для опирания корпуса на опорную ферму и передачи усилий от его веса, а также для его фиксации корпуса реактора в плане. Кольцо опорное представляет собой точёное кольцо, закрепляемое с помощью деталей крепления реактора на ферме опорной.

Для исключения образования задиров между опорным буртом корпуса и кольцом опорным установлены секторы с повышенной твёрдостью. Для фиксации корпуса от разворота в плане, в пазы опорного бурта и соответствующие им пазы кольца опорного устанавливаются шпонки. Для предотвращения опрокидывания корпуса на опорный бурт установлены накладки, закреплённые на кольце опорном с помощью шпилек. Установку корпуса по высоте производят с помощью клиновых шпонок, располагаемых под опорным кольцом. С помощью фиксаторов, привариваемых к балкам опорной фермы, производят установку кольца в плане. В прорези фиксаторов заводятся клинья, предотвращающие отрыв кольца от шпонок.

Кольцо опорное устанавливается на ферму опорную через систему клиньев и закрепляется на нем фиксаторами и клиновыми шпонками (cм. рис.9).

Упорное кольцо предназначено для предотвращения опрокидывания корпуса при разрыве трубопроводов Ду 850 мм и нагружении горизонтальными сейсмическими воздействиями и представляет собой точёное кольцо с прорезями под закладные детали (шпонки) консоли шахты и устанавливаются на буртик фланца корпуса. Посадка упорного кольца на фланец корпуса обеспечивается за счёт установки клиньев, а на шпонки бетонной консоли – за счёт костылей, подгонка которых осуществляется по месту с последующей приваркой к шпонкам.

Для установки кольца упорного на наружной поверхности фланца выполнен бурт. Цилиндрическая (нижняя) часть корпуса состоит из двух цельнокованных обечаек (так называемых обечаек цилиндрической части), имеющих толщину стенки 192,5 мм по основному металлу, длина обечаек – 2150 мм и 1540 мм.

Днище корпуса – эллиптическое с полуосями 965 мм и 2047 мм – имеет толщину стенки 215…237 мм и, соответственно, 224…246 мм с наплавкой. Толщина антикоррозионной наплавки днища составляет ~9 мм. Днища корпусов реакторов блоков №1 и №2 ХАЭС состоят из двух листовых заготовок, выполненных методом штамповки и соединённых электрошлаковым швом. На наружной поверхности днища корпуса в четырех местах по кольцевому поясу выполнена наружная наплавка для приварки кольцевой конструкции на период транспортировки корпуса реактора по железной дороге.

Одинаковый наружный диаметр корпуса реактора 4535 мм по высоте активной зоны позволяет проводить дистанционно ультразвуковой контроль сварных швов и материала корпуса в районе активной зоны и днища.

На внутренней поверхности корпуса в нижней части приварены восемь скоб - кронштейнов (см. рис.3 и рис.6), к которым на монтаже привариваются шпонки, сопрягаемые с пазами в шахте и обеспечивающие закрепление шахты от вибрации. Эти кронштейны называются также виброгасителями. В местах их приварки к корпусу имеются утолщения антикоррозионной наплавки. Кронштейны – виброгасители приварены к внутренней поверхности цилиндрической части корпуса реактора на расстоянии 8570 мм от торца фланца и служат для крепления нижней части внутрикорпусной шахты.

На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков приварено кольцо - разделитель потока теплоносителя. Назначение кольца – разделителя потока – разделять потоки горячего и холодного теплоносителя, охлаждающего активную зону реактора. Разделительное кольцо выполнено из стали 22К-Ш и плакировано нержавеющей сталью. Разделительное кольцо с шахтой реактора в рабочем состоянии имеет нулевой натяг, т.е. при нагревании шахта прижимается к разделительному кольцу. Это происходит из-за разности термического расширения аустенитного сплава шахты и перлитного сплава разделительного кольца. Однако протечки теплоносителя через разделительное кольцо всё же существуют и составляют около 0,1 % от общего расхода.

Детали главного уплотнения.


Детали главного уплотнения предназначены для уплотнения главного разъёма корпуса реактора с крышкой верхнего блока, а также для крепления крышки к корпусу.

Взаимное расположение деталей узла уплотнения главного разъёма представлено на рис.10.

В
состав узла уплотнения главного разъёма входят:

● шпильки;

● гайки;

● шайбы;

● прокладки.

Крышка верхнего блока устанавливается на опорный бурт опорной обечайки блока защитных труб и притягивается к корпусу пятьюдесятью четырьмя шпильками М170х6 (см. рис.10).

Шпилька в сборе имеет три резьбовые части. Нижняя резьбовая часть (М170) служит для закрепления шпильки в резьбовом гнезде корпуса. Средняя резьбовая часть совместно с гайкой служит для удержания крышки верхнего блока. Верхняя часть (М160) служит для соединения с гайковёртом. Внутренняя часть шпильки выполнена полой и в ней размещён измерительный стержень, который служит для контроля вытяжки шпильки при уплотнении реактора. Контроль вытяжки шпильки определяется по относительному перемещению измерительного стержня. Вытяжка шпильки производится гайковёртом.

Для увеличения площади контакта гайковёрта с фланцем крышки при затяжке и разуплотнении главного разъёма на фланец устанавливается промежуточное кольцо.

Корончатая гайка служит для крепления верхнего блока и затяжки главного разъёма.

Гайка имеет резьбу М170 и наворачивается на среднюю резьбовую часть шпильки в сборе. На цилиндрической поверхности гайки имеются два отверстия диаметром 16 мм для транспортировки. Верхняя торцевая часть гайки снабжена пазами, через которые ей передаётся вращение посредством специального воротка. Наворачивание гайки производится вручную на вытянутую гайковёртом шпильку. Пазы придают верхней части гайки схожесть с короной, поэтому гайка называется «корончатой».

Под гайку устанавливаются две сферические шайбы. Шайбы нижние и шайбы верхние выполнены с одного торца сферическими. В собранном виде шайбы сферическими частями контактируют между собой. При этом снизу устанавливается вогнутая шайба, а сверху – выпуклая. Контакт шайбы верхней с гайкой и шайбы нижней с промежуточным кольцом осуществляется по плоскости.

Плотность главного разъема реактора обеспечивается путём обжатия двух никелевых прутковых прокладок диаметром 5 мм, которые устанавливаются в месте контакта фланцев крышки и корпуса в V-образные кольцевые канавки на фланце корпуса. Предполагается замена никелевых прутковых прокладок диаметром 5 мм на прокладки большего диаметра - 6 мм – для снижения вибрации конструкционных элементов реактора.

Образцы - свидетели.


Важным условием безопасной эксплуатации корпусных реакторов является контроль за состоянием металла.

Как уже было указано выше, что в материалах корпуса реактора ВВЭР 1000 содержится никель для упрочнения и, одновременно, для повышения вязкости сплава. Изначально считалось, что сталь для корпуса реактора ВВЭР 1000 обладает удовлетворительной радиационной стойкостью при содержании никеля до 1,4%. При этом обеспечивался расчётный ресурс в 40 лет. Однако последующие исследования показали возможность влияния повышенного содержания никеля на радиационное охрупчивание материала. Для корпусов реакторов ВВЭР 1000, которые эксплуатируются на АЭС Украины, «проблема никеля» усугубляется тем, что в 80% облучаемых швов на корпусах реакторов содержание никеля составляет более 1,5%, причём максимальное содержание никеля – 1,88% - в швах корпуса реактора 1 блока ХАЭС. Кроме того, материалы с высоким содержанием никеля имеют склонность к термическому старению, что может привести к сдвигу (приросту) критической температуры хрупкости металла. Это обстоятельство накладывает повышенные требования как к значению флюенса быстрых нейтронов на корпус корпуса, так и к контролю за состоянием металла.

Единственным способом реального определения степени охрупчивания материалов корпуса реактора и запаса их надежной эксплуатации является контроль изменения свойств металла с использованием образцов-свидетелей. Результаты испытаний образцов-свидетелей являются основанием для установления фактических свойств материалов в условиях эксплуатации и используются для проверки проектных расчётных характеристик сопротивлению хрупкому разрушению и оценки остаточного радиационного ресурса.

Образцы-свидетели корпусной стали предназначены для возможности определения изменений механических свойств материала корпуса в процессе эксплуатации, вызванных радиационными и температурными воздействиями.

На образцах-свидетелях исследуются основной металл, металл сварного шва и металл околошовной зоны (зоны термического влияния) обечаек, расположенных напротив активной зоны.

Исходным материалом для изготовления образцов – свидетелей основного металла является металл пробного кольца одной из обечаек корпуса, расположенной против активной зоны.

Исходным материалом для изготовления образцов – свидетелей металла сварного шва и околошовной зоны является кольцевая сварная проба, изготовленная путём сварки двух колец той же толщины, по той же разделке, при тех же режимах и методах сварки, теми же исполнителями, с применением сварочных материалов той же партии, что и сварные швы обечаек активной зоны корпуса. Кольца для сварной пробы изготавливаются из припуска, специально предусмотренного со стороны нижней цилиндрической обечайки активной зоны корпуса.

Сварная проба подвергается тому же комплексу технических обработок, что и сварные швы обечаек активной зоны.

Заготовки для образцов-свидетелей изготовляются одновременно с выполнением сварных стыков обечаек в районе активной зоны корпуса реактора теми же исполнителями, теми же методами, из того же металла. Заготовки для образцов - свидетелей вырезаются механическим путем из основного металла, из сварного стыка, из зоны термического влияния сварного стыка.

Образцы-свидетели устанавливаются и закрепляются неподвижно по несколько штук в герметические металлические ампулы, изготовленные из стали 08Х18Н10Т. Ампулы с различными образцами имеют одинаковую наружную форму в виде цилиндра наружным диаметром 29 мм длиной 72 мм, на торцах цилиндра с каждой стороны имеются круглые штыри высотой 6 мм, предназначенные для крепления ампул в сборке. Ампулы с образцами-свидетелями соединяются в сборки. Сборки выполнены двух типов: сборки с «лучевыми» образцами – свидетелями и сборки с «тепловыми» образцами – свидетелями.

Сборки с «лучевыми» образцами - свидетелями устанавливаются и при помощи байонетных захватов в специально приваренные стаканы, расположенные в торцах восемнадцати труб в верхней части выгородки выше топлива на 313мм.

Сборки с «лучевыми» образцами-свидетелями объединены в комплекты. В один комплект входит три сборки с «лучевыми» образцами-свидетелями. Количество исходных комплектов для реактора ВВЭР-1000 реакторной установки ВВЭР-1000 - шесть штук.

Шесть сборок с «тепловыми» образцами-свидетелями устанавливаются на внутренней поверхности опорной обечайки блока защитных труб, при этом трубы для сборок привариваются в монтажных условиях, к внутренней части обечайки блока защитных труб. Установка образцов-свидетелей производится через отверстия в перфорированной обечайке БЗТ.

В рабочих чертежах завода-изготовителя принято обозначать комплекты «лучевых» сборок буквой Л (1Л....6Л), а комплекты «тепловых» сборок - буквой М (1М....6М).

Образцы - свидетели устанавливаются в реактор до проведения физического пуска. Сроки извлечения из реактора сборок с образцами - свидетелями указаны в таблице 3.

Для исследования образцов-свидетелей необходимо определение плотности потока быстрых нейтронов, их энергетического спектра и флюенса. Зная флюенс, можно определить, исследуя образцы – свидетели корпусной стали, фактическую температуру хрупкости металла корпуса и сравнить её с допустимой. Конструкция реактора ВВЭР 1000 не позволяет экспериментально определять значения этих величин на поверхности корпуса реактора по причине отсутствия соответствующих экспериментальных устройств и сложности методик измерений. Современный подход к решению этой задачи основан на расчётно экспериментальной методике определения характеристик нейтронных потоков, воздействующих на корпус реактора. Разработанное специалистами НЦ «ИЯИ» методика применяется для определения флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ на корпусе реактора 1 блока ХАЭС, начиная с 7 топливной кампании. Были проведены также оценочные расчёты флюенсов нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ за период эксплуатации с первой по шестую топливные загрузки.

Величина флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ, накопленная корпусом реактора за время его эксплуатации, является одним из предельно – допустимых параметров, при которых сохраняется расчетный ресурс корпуса, его надёжность и безопасность. Оценочный суммарный максимальный флюенс на корпусе реактора 1 блока ХАЭС за первые десять топливных кампаний составляет 1,11х1019 нейтрон/см2, при средней скорости накопления флюенса 1,11х1018 нейтрон/см2 за одну топливную кампанию. Если такой темп накопления флюенса нейтронов корпусом реактора сохранится в дальнейшем, то предельно – допустимый флюенс, указанный в «Техническом обосновании безопасности сооружения и эксплуатации АЭС» энергоблока №1 ХАЭС (5,7х1019 нейтрон/см2), будет набран приблизительно за 51 год эксплуатации.

Знание значения усреднённого за кампанию плотности потока нейтронов на корпус реактора, позволяет оценить эффективность мероприятий по снижению радиационной нагрузки на металл корпуса и материал сварных швов («проблема никеля», о которой говорилось выше). Максимальные величины плотности потока нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ на основной металл верхней обечайки корпуса реактора блока №1 ХАЭС для первых десяти топливных кампаний представлены на рис. 11. Начиная с 10 топливной кампании, наблюдается существенное снижение плотности потока быстрых нейтронов на КР, обусловленное установкой отработавших ТВС из бассейна выдержки с частично выгоревшим топливом на периферии активной зоны реактора (так называемая загрузка «с минимальной утечкой нейтронов»).

Таблица 3 Сроки извлечения из реактора образцов-свидетелей

Номер и индекс комплекта сборок





















М



Время освидетельствования образцов – свидетелей ВВЭР-1000, год

2

6

10

**

**

**

2

6

10

**

**

**


**Примечание к таблице: Для реактора ВВЭР-1000 по результатам освидетельствования комплектов 1Л - 3Л, 1М - 3М должны быть назначены сроки освидетельствования комплектов 4Л - 6Л, 4М - 6М.

Извлечение и транспортировка "лучевых" сборок образцов-свидетелей из реактора в период эксплуатации выполняется с помощью контейнера для транспортировки образцов - свидетелей корпусной стали. При извлечении отдельных сборок с образцами-свидетелями нет необходимости вместо их устанавливать имитаторы сборок.

На 1 блоке ХАЭС выгрузка «лучевых» образцов – свидетелей проводилась дважды – в 1993 и в 1997 годах специалистами НЦ «ИЯИ». Оба раза выгружалось по два комплекта.







УЧЕБНО-ТРЕНИРОВОЧНЫЙ ЦЕНТР ХМЕЛЬНИЦКОЙ АЭС

ШИФР ВЕРСИЯ
Стр.


Учебный материал
© bib.convdocs.org
При копировании укажите ссылку.
обратиться к администрации