Безопасность АЭС с реакторами типа ВВЭР

Для обеспечения безопасности реакторов типа ВВЭР важен контроль качества изготовления и монтажа оборудования ГЦК-На заводе-изготовителе предусмотрен контроль качества исходных материалов, пооперационный контроль в процессе производства и контроль готовых изделий. [c.92]

На фоне значительных научно-технических проблем в области физики, теплотехники, гидро- и аэродинамики, теории управления все возрастающее значение приобретают научные и инженерные проблемы обеспечения прочности и ресурса длительной безопасной эксплуатации атомных реакторов, в том числе и реакторов типа ВВЭР. В решении проблем прочности и ресурса участвуют многочисленные коллективы научно-исследовательских институтов, конструкторских и технологических бюро, промышленных предприятий, эксплуатирующих организаций и ведомств государственного надзора. [c.5]

Важность и сложность решения проблем прочности и ресурса несущих элементов атомных реакторов типа ВВЭР обусловлена широким диапазоном конструкторских, технологических и эксплуатационных факторов при длительном времени безопасной работы температурами до 350°С, скоростями теплоносителя до 11 м/с (при механических, тепловых, гидравлических и сейсмических нагрузках), интегральным потоком нейтронов до 10 н/м и других продуктов распада, значительными габаритными размерами с толщинами стенок до 300 мм, применением большого числа конструкционных материалов, биметаллов, композитов, сварки. Базовыми данными для обоснования прочности и ресурса являются нагрузки, перемещения, деформации, напряжения в элементах, а также критериальные характеристики деформирования и разрушения материалов при соответ- [c.5]

БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС С РЕАКТОРАМИ ТИПА ВВЭР [c.154]

С учетом же того, что стенки ТОТ представляют собой границу, удерживающую давление теплоносителя первого контура, что число ТОТ в реакторной установке типа ВВЭР-1000 составляет 44 ООО, что их общая протяженность равна примерно 36 ООО м, и что разрыв нескольких ТОТ представляет угрозу с точки зрения радиационной безопасности, в том числе и для нормального функционирования активной зоны реактора, обеспечение безопасности эксплуатации ТОТ и трубных пучков в целом на основе концепции ТПР является актуальной задачей. За рубежом в этом направлении получены положительные результаты [76, 77 и [c.208]

Дальнейшее повышение уровня безопасности реакторов типа ВВЭР-1000 предусматривается провести за счет операционного контроля за состоянием ГЦК, контроля за изменением состояния и свойств металла ГЦК, регистра-шш акустических характеристик и параметров акустической эмиссии в зонах наибольших повреждений, разработки мероприятий по обеспечению сейсмостойкости при 6-9 баллах, создания возможностей для получения переменности графика нагрузки и перехода на комплексное использование энергии АЭС (в том числе для теплофикащюнных целей). [c.44]

При создании серийных реакторов (типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000),имеющих в ГЦК корпус реактора, главные циркуляционные насосы, трубопроводы, главные запорные задвижки, парогенераторы, компенсаторы объема, трубопроводы системы аварийного ввода бора и аварийного расхолаживания, трубопроводы и гидроемкости для аварийного залива активной зоны, предусматривается [22] целый комплекс мер обеспечения надежности, безопасности и ресурса. Эти меры включают на стадиях проектирования и модернизации [c.43]

Приближение АЭС к густонаселенным промышленным районам и увеличение их числа повышают требования к радиационной безопасности атомных электростанций. Для удовлетворения этих требований в современных проектах АЭС с реакторами типа ВВЭР ядерная паропроизводящая установка и все системы ее аварийного расхолаживания располагаются под защитной железобетонной оболочкой. [c.253]

Учет требований ПБЯ-04-74 при определении качества воды необходим для реакторов типа ВВЭР, где бассейны заполняются бори-рованной водой, чтобы обеспечить ядерную безопасность. Запас же воды необходимого качества создается перед перегрузкой таких реакторов для заполнения бассейна перегрузки, так как перегрузка их производится под слоем воды (кроме реактора ВВЭР-365). [c.356]

Первые российские АЭС не в полной мере учитывали международный опыт по безопасности атомной энергетики. Постепенно технический уровень российских АЭС повышался. Так, например, при сооружении АЭС Ловииса были спроектированы блоки АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 с защитной оболочкой. [c.358]

В отличие от ВВЭР в реакторах РБМК (реактор большой мощности, канальный) замедлителем является графит, а поток теплоносителя (паро-водяной смеси) пропускается через систему труб (каналов) с ядерным топливом, благодаря чему давление теплоносителя воспринимается стенками каналов, а корпус реактора оказывается разгруженным, что потенциально повышает безопасность реактора. К сожалению, бесцеремонное обращение с реактором подобного типа в Чернобыле, в значительной степени связанное с уверенностью в его полной безопасности, привело к известной катастрофе 1986 г., что приостановило разработку реакторов подобного типа. Однако с принятием дополни -тельных мер безопасности продолжается эксплуатация имеющихся реакторов РБМК. [c.15]

Несмотря на тщательность обоснования работоспособности твэлов и контроль за соблюдением нормальных условий теплообмена, не удается обеспечить абсолютную герметичность оболочек твэлов при их эксплуатации. Предельное число дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1% с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет 0,05— 0,1 Ки/л на момент отбора пробы при 100%-ной тепловой мощности реактора (при этом удельная активность негазообразных продуктов деления через 2 ч после отбора пробы равна 5-10 —5-10 Ки/л). Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитаны на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарушения действующих санитарных норм. Реально наблюдаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя на один-два порядка ниже предельных значений. [c.94]

Второй этап — мероприятия, проводимые по результатам и выводам научно-технического анализа протекания аварии на четвертом блоке Чернобыльской АЭС и относящиеся к мероприятиям по повышению безопасности АЭС всех типов. Эти мероприятия обеспечивают безопасную работу АЭС с реакторами РБМК. Для АЭС с ВВЭР и другими типами реакторов намечена реализация предусмотренных мероприятий по повышению безопасности, основанных на последних достижениях науки и техники, на многостороннем опыте эксплуатации АЭС и на использовании больших возможностей диагностики состояния металла трубопроводов и оборудования, а также устройств автоматического управления технологическими процессами. [c.102]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...