Галушко О. М. Оборудование аэс




НазваниеГалушко О. М. Оборудование аэс
страница3/12
Дата04.09.2012
Размер1.88 Mb.
ТипУчебное пособие
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12
Тема 2.1. Корпусные водяные реакторы ВВЭР


ВВЭР-1000

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете расположены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведен полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2x0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.

Мощность блока с ВВЭР-1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР-440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём активной зоны в 1,65 раза, удельная мощность активной зоны в 1,3 раза и к. п. д. блока.

Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляет 40 МВт сут/кг.

Вес корпуса реактора составляет порядка 330 т[3]

ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной бетонной оболочке, называемой гермообъёмом или контайментом. Она обеспечивает безопасность блока при аварийном разрыве трубопровода первого контура.


Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1000:

• ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежская АЭС (головной блок ВВЭР-1000)

• ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия», блоки №1,2 Калининской АЭС, блоки №1,2 Южно-Украинской АЭС

• ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Все блоки Балаковской АЭС, блок №1 Волгодонской АЭС, блоки №1-6 Запорожской АЭС, блоки №1,2 Хмельницкой АЭС, блоки №3,4 Ровенской АЭС, блок №3 Южно-Украинской АЭС, блоки №1,2 АЭС "Темелин", блоки №4,5 АЭС "Козлодуй". Предполагался к установке на Крымской АЭС

• ВВЭР-1000 (В-392)

• ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии

• ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, по заказу КНР

• ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС


Четыре реактора ВВЭР-1000 составляют Тяньваньскую АЭС.

Шесть водо-водяных энергетических корпусных реакторов типа ВВЭР-1000 производственного объединения "Ижорский завод", г.Санкт-Петербург работают на Запорожской АЭС, крупнейшей АЭС в Европе.





Рис 1. Главный корпус АЭС с реактором ВВЭР – 1000:


1,3,4 - мостовые краны, 2 - турбина, 5 - ГЦН, 6 - парогенератор, 7 - реактор, 8 - компенсатор давления, 9 - барботер


Компоновка главного корпуса. Компоновка главного корпуса (рис. 1) АЭС — разомкнутая. Реактор 7, парогенераторы 6, ГЦН 5 и КД 8 с барботером 9 установлены в железобетонных боксах. Реакторное отделение имеет цилиндрическую форму со сферической крышей. Оно рассчитано на восприятие повышенного давления в случае разуплотнения оборудования. Оборудование реакторного отделения обслуживается мостовым круговым (полярным) краном 4. Турбины 2 и другое оборудование машинного зала обслуживаются мостовыми кранами 1,3 Приточные и вытяжные вентиляционные центры расположены как в реакторном, так и в турбинных отделениях. Вентиляционная труба — металлическая, расположена на здании реакторного отделения.

На (рис. 2) представлена компоновка АЭС с четырьмя блоками унифицированной серии, оснащенных реакторами ВВЭР-1000. Каждый из блоков размещен отдельно, что упрощает их сооружение и эксплуатацию. Каждый блок имеет собственные системы, обеспечивающие его радиационную безопасность независимо от режима работы остальных блоков. К числу таких систем относятся блочные насосные станции / и дизельные электрогенераторные станции 4. Каждая такая станция питает электроэнергией ответственных потребителей при отключении блока. Ответственные потребители электроэнергии (насосы, вентиляторы) обеспечивают безопасную остановку и расхолаживание блока АЭС. Общестанционные системы и производства: спецводоочистка 5. корпус переработки радиоактивных отходов 6, объединенный вспомогательный корпус 12 лабораторно-бытовой корпус 11 и др., входят в состав всех блоков АЭС и обеспечивают их нормальную эксплуатацию.





1— блочная насосная станция, 2 — машинный зал 3 — реакторное отделение 4 — дизельная электрогенераторная станция, 5 — спецводоочистка, 6 — корпус переработки радиоактивных отходов 7— пропаноблтановая установка, 8 — ацетилен-генера­торная, 9— административный корпус, 10 — столовая, 11 — лабораторно-бытовой корпус, 12—объединенный вспомогательный корпус.


Технические характеристики ВВЭР

Устройство реактора ВВЭР-1000:

1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни:


Характеристика


ВВЭР-210

ВВЭР-365

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

ВВЭР-

1200(проект)


Тепловая мощность

реактора, МВт
















К. п. д., %

27,6







33,0

>35,0

Давление пара перед

турбиной, атм

29,0

29,0

44,0

60,0

-

Давление в первом

контуре, атм

100

105

125

160,0

-

Температура воды, °С:
















на входе в реактор

250

250

269

289

-

на выходе из реактора

269

25

300

324

-

Диаметр активной зоны, м

2,88

2,88

2,88

3,12

-

Высота активной зоны, м

2,50

2,50

2,50

3,50

-

Диаметр ТВЭЛа, мм

10,2

9,1

9,1

9,1

-

Число ТВЭЛов в кассете

90

126

126

312

-

Загрузка урана, т

38

40

42

66

-

Среднее обогащение урана, %

2,0

3,0

3,5

3,3-4,4

4,71-4,85

Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг

13,0

27,0

28,6

40

>50


Реактор ВВЭР-1000 является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя.

Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000 имеет два контура.

Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли.

Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.

В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель.





Корпус реактора


Корпус реактора предназначен для размещения внутрикорпусных устройств и активной зоны. Корпус представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд и состоит из фланца, зоны патрубков, опорной обечайки и цилиндрической части с эллиптическим днищем.

Фланец корпуса имеет 54 резьбовых отверстий Ml70x6 под шпильки и две клиновидные канавки под установку прутковых прокладок для уплотнения главного разъема.

Корпус имеет два ряда патрубков Ду 850 (по четыре патрубка в ряду). На уровнях верхнего и нижнего ряда патрубков Ду 850 выполнено по два патрубка Ду 300 для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, на уровне верхнего ряда расположен патрубков Ду 250 для вывода импульсных линий контрольно-измерительных приборов.

Материал корпуса - легированная сталь: внутренняя поверхность корпуса и патрубков покрыта коррозионностойкой наплавкой. Масса корпуса реактора -323000 кг. Габариты и масса корпуса реактора позволяют транспортировать корпус по железной дороге или на речных и морских транспортных средствах.





Рис. 4. Корпус реактора: 1— отверстия шпилек, 2 — патрубки САОЗ,

3 — днище, 4 — кронштейн,

5 — опорный бурт, 6 — патрубки,

7 — фланец, 8 — кольцевой выступ,

9 — обечайка


Рис. 43. Шахта реактора:

1 — днище, 2 — паз, 3,5 — бурты, 4 — отверстия, 6 — труба



Шахта


Шахта предназначена для организации потока теплоносителя и является составной частью защиты металла корпуса реактора от воздействия нейтронного потока и гамма-излучения, исходящих из активной зоны, а также служит опорой активной зоны.

Шахта представляет собой сварную цилиндрическую обечайку, имеющую вверху фланец, которым шахта опирается на внутренний бурт корпуса, а внизу-перфорированное днище. В днище установлены опорные элементы для топливных кассет активной зоны.

Для разделения потоков "горячего" и "холодного" теплоносителя на наружной поверхности шахты выполнено кольцевое утолщение, контактирующее с разделительным кольцом корпуса реактора.

Нижняя часть шахты удерживается от вибрации шпонками, приваренными к виброгасителям корпуса и входящими в вертикальные пазы шахты. От всплытия шахта удерживается крышкой верхнего блока через упругий трубчатый элемент.

Конструкция шахты позволяет извлекать ее из корпуса реактора при перегрузках топлива для осмотра внутренней поверхности корпуса и патрубков.

Материал шахты - коррозионностойкая сталь. Масса - 69500 кг.

1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12

Похожие:

Галушко О. М. Оборудование аэс iconГалушко О. М. Оборудование аэс
«Оборудование аэс» для профессии «Станочник» и специальности 151001 «Технология машиностроения»
Галушко О. М. Оборудование аэс iconРабочая программа учебной дисциплины «автоматизированные системы управления аэс»
Целью дисциплины является изучение общих принципов автоматизированного управления объектами аэс, изучение автоматизированных систем...
Галушко О. М. Оборудование аэс icon136. Путин В. В. Развитие атомной энергетики и атомного энергетического комплекса
Совещание на Ростовской аэс 18. 03. 2010. Пуск блока на Ростовской аэс первый по национальной программе развития атомной энергетики....
Галушко О. М. Оборудование аэс iconМетодические указания по лабораторному практикуму «птк асутп аэс»
Ознакомление с оборудованием и программным обеспечением асу тп, применяемым на современных аэс россии
Галушко О. М. Оборудование аэс icon«Испытание блока при ложном срабатывании аз» запуск алгоритма «преодоление аварии с течью из первого контура во второй»
Цель данной статьи: еще раз обратить внимание на необходимость тщательного анализа результатов ввода в эксплуатацию и первых лет...
Галушко О. М. Оборудование аэс iconЭкологические проблемы эксплуатации аэс антонова А. М., доцент
Существует опасность принятия потенциально опасных решений, связанных фактически с большим суммарным риском, чем аэс
Галушко О. М. Оборудование аэс iconБелорусская партия "Зеленые"
«Заявлению о возможном воздействии на окружающую среду белорусской аэс (Предварительный отчет об овос белорусской аэс)»
Галушко О. М. Оборудование аэс iconАэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005
Заключение экспертной комиссии общественной экологической экспертизы на строительство 2-ой очереди (доработка) Балаковской аэс, дополнительных...
Галушко О. М. Оборудование аэс iconВозникла отсюда [
Или по-Вашему аэс тоже не должны преобразовывать радиацию в тепло?! Ведь в системе циркуляции аэс тоже используются только относительно...
Галушко О. М. Оборудование аэс iconДокл.: проф. Гарин В. М. Вопросы влияния решений по охлаждению объектов Роаэс на состояние атмо- и гидросферы
Оценка возможности и безопасности пуска новых блоков на Ростовской аэс (анализ проекта овос по 1-4 блокам аэс)
Разместите кнопку на своём сайте:
Библиотека


База данных защищена авторским правом ©lib.znate.ru 2014
обратиться к администрации
Библиотека
Главная страница