Реактор ВВЭР-1000

Начертательная геометрия
Лабораторные работы по черчению
Энергетика
Реактор ВВЭР-1000
Математика
Решение задач контрольной работы
  • Найдите производные функций
  • Исследовать на экстремум функцию
  • Найти объем тела,
  • Найти частное решение уравнения
  • Написать первые три члена ряда
  • Интеграл Римана.
  • Вычисление определенного интеграла.
  • Приложение определенного интеграла
  • Объем тел в пространстве, площадь
    поверхности вращения
  • Найти область определения функции
  • Предел последовательности
  • Дифференцирование функции
    одной переменной
  • Понятие дифференциала
  • Применение производной к исследованию
    функций
  • Правило Лопиталя
  • Исследование функций и построение
    графиков
  • Интегральное исчисление функции
    одной переменной
  • Основные методы интегрирования
  • Метод интегрирования по частям
  • Интегрирование рациональных дробей
  • Интегрирование тригонометрических
    дробей
  • Определенный интеграл
  • Интегрирование по частям
  • Найти площадь фигуры,
    ограниченной линиями
  • Найти объем тора, образованного
    вращением круга
  • Классы САПР
  • Техническое обеспечение САПР
  • Основными устройствами ввода-вывода
  • Применение телекоммуникационных
    технологий в САПР
  • Обеспечение техники безопасности
  • НОРМАТИВНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПРОЕКТОВ
  • Использование системы «КОМПАС»
    в технологическом проектировании
  • Использование библиотек при
    технологическом проектировании
  • Система «ГЕКТОР АРМ ППР»
  • Работа с модулем выбора и привязки кранов
  • Работа с модулем проектирования
    складирования конструкций
  • Работа с модулем проектирования 
    бытового городка
  • Элемент выдавливания
  • Элемент вращения
  • Элемент кинематическая операция
  • Элемент по сечениям
  • ЭЛЕМЕНТЫ МАШИННОЙ  ГРАФИКИ
  • Геометрические построения в системе
    КОМПАС 3D V8
  • Практические задания к урокам
    инженерной графики
  • Построение контура детали
  • Нанесение размеров
  • Построение сопряжений.
  • Построение чертежей геометрических тел
  • Создание чертежа модели
  • Типы и классификация изображений. Разрезы
  • Построение модели и создание её чертежа
    с применением разрезов
  • Параметрический режим работы в КОМПАС-3D
  • Создание объёмной модели
  • Расширения файлов КОМПАС-3D
  • Основы работы с Компас 3D
  • Массивы элементов
  • Построение тел вращения
  • Получение проекционных чертежей
  • Плоскостное моделирование
  • ПРИЕМЫ РАБОТЫ С ДОКУМЕНТАМИ
  • ПРИЕМЫ СОЗДАНИЯ ОБЪЕКТОВ
  • СОЗДАНИЕ ГЕОМЕТРИЧЕСКИХ
    ОБЪЕКТОВ
  • ПРОСТАНОВКА РАЗМЕРОВ
  • ПРИМИТИВЫ
  • СОПРЯЖЕНИЯ
  • ФЛАНЦЫ
  • ПЛОСКАЯ МОДЕЛЬ
  • КРЕПЕЖНЫЕ ИЗДЕЛИЯ.
  • ВОЗМОЖНОСТИ СРЕДЫ.
    ПОЛЬЗОВАТЕЛЬСКИЙ ИНТЕРФЕЙС
  • Выполнение чертежей
  • ПОСТРОЕНИЕ ЛИНИЙ ЧЕРТЕЖА.
  • ПОСТРОЕНИЕ ВИДОВ ДЕТАЛИ
  • ПОСТРОЕНИЕ ПЛОСКОЙ ДЕТАЛИ
    ПО ЧАСТИ ИЗОБРАЖЕНИЯ
  • ПОСТРОЕНИЕ ВИДОВ ПО МОДЕЛИ
  • Твердотельное моделирование
  • Построение модели детали «Ребро»
  • Параметризация модел
  • Построение чертежей на базе
    трехмерных моделей деталей
  • Системы координат
  • СПОСОБЫ ВВОДА КООРДИНАТ
  • ЗАДАНИЕ НА КУРСОВУЮ РАБОТУ
  • Пример расчета посадки с натягом
  • РАСЧЕТ ПЕРЕХОДНЫХ  ПОСАДОК
  • ПОСАДКИ ПОДШИПНИКОВ  КАЧЕНИЯ
  • ВЫБОР ПОСАДОК  ДЛЯ ШПОНОЧНЫХ 
    СОЕДИНЕНИЙ
  • ВЫБОР ПАРАМЕТРОВ  РЕЗЬБОВЫХ 
    СОЕДИНЕНИЙ
  • РАСЧЕТ РАЗМЕРНЫХ  ЦЕПЕЙ
  •  

    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.

    Реактор ВВЭР-1000 является водо-водяным энергетическим реактором корпусного типа