Галушко О. М. Оборудование аэс




НазваниеГалушко О. М. Оборудование аэс
страница11/12
Дата02.03.2013
Размер1.85 Mb.
ТипУчебное пособие
1   ...   4   5   6   7   8   9   10   11   12

Как запускают АЭС


Главным сооружением АЭС является энергоблок. Именно внутри него размеща­ется «сердце» атомной станции — реактор вместе с необходимым для его работы оборудованием. Поэтому строительные конструкции удовлетворяют строжайшим требованиям надежности. В частности, оборудование и корпус здания рассчитаны и построены так, чтобы безопасно выдержать землетрясение в 7 баллов.

Энергоблок проектируется и строится как самостоятельный объект, отвечающий всем требованиям обеспечения надежной, безотказной и безопасной работы смон­тированного в нем энергетического и вспомогательного оборудования. В его состав входят (см. Рис. 2):

1 —реакторное отделение;

2 — машинный зал;

3 — деаэраторная этажерка (предназначена для удаления газов из теплоно­сителя);

4 — помещения электротехнических устройств.

Собственно реактор размещается в герметичной цилиндрической оболочке внутренним диаметром 45 м. Этот герметичный цилиндр находится внутри об­стройки высотой в 45.6 м и размерами 66x66 м. С обстройкой, окружающей обо­лочку реактора, соединяется здание машинного зала и деаэраторного отделения. Здание имеет внушительные размеры — его высота 42 м, а размеры в плане 127x57 м.




Рис. 2 (а)




На АЭС сооружаются энергоблоки с водо-водяными реакторами типа ВВЭР-1000, мощностью 1000 МВт. Схема станции — двухконтурная. Первый, радиоак­тивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР-1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Одна из таких петель показана на схеме. Второй контур, нера­диоактивный, включает в себя пароиспарительную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура являет­ся некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением рас­твора борной кислоты — сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается с 290 до 320 гра­дусов за счет тепла, выделяемого в результате ядерной реакции в реакторе. Затем нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему те­лу), испаряя ее в парогенераторе. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема. Парогенератор выдает насыщенный пар давлением 6.4 МПа, который работает далее в схеме обычной паротурбинной установки: пар подается к паровой турбине, приводящей в движение электрогенератор. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным яасосом через регенеративные подогреватели. Теплота конденсации пара отводит­ся из конденсатора циркуляционной водой, которая подастся питательным насосом из пруда-охладителя. И первый, и второй контур реактора герметичны.

Одной из наиболее сложных и ответственных частей энергоблока является гер-мооболочка реакторного отделения. Условия и режим ее эксплуатации отличаются от условий и режимов работы других частей сооружения. Дело в том, что в процес­се эксплуатации гермооболочку преднапрягают системой тросов с усилием натя­жения до 1200 тонн на каждый трос. Следствием такого преднапряжения могут стать деформации геометрии оболочки. На АЭС все изменения планово-высотного положения строительных элементов и их частей контролируются системой датчи­ков с определенными тарировочными характеристиками. Мониторинговые работы по определению и оценке геометрии гермооболочки и параметров ее изменения на атомной станции ведутся постоянно.


Как работает «сердце» АЭС?

«Сердцем» атомной электростанции является водоводяной реактор ВВЭР-1000, вырабатывающий мощность 1000 МВт (мощности в 1 МВт соответствует цепная реакция, в которой за 1 секунду происходит 3*10 актов деления). Он представляет собой установку, смонтированную в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление — до 5 кгс на кв. см. Реальные размеры реактора можно увидеть на Рис.7. В ядерном реакторе осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопро­вождающаяся выделением энергии. Основными частями ядерного реактора яв­ляются: активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия; отражатель нейтронов, окружающий активную зону; теплоноситель; система регулирования цепной реакции, радиационная защита.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива 235U под действием низкоэнергетичных нейтронов. При этом образуются про­дукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы — Хе, Кг. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо заключено в герметичные циркониевые трубки — ТВЭЛы (тепловыделяющие эле­менты). Точнее, топливо размещается в активной зоне реактора в виде 163 тепло­выделяющих сборок. В них топливо находится в виде таблеток двуокиси урана, помещенных в ТВЭЛы. Под действием нейтронных потоков в активной зоне реак­тора происходит активация теплоносителя, то есть появление в нем новых радио­активных ядер. Основной вклад в наведенную радиоактивность вносят газы (азот, аргон), а также примеси теплоносителя (соли, продукты коррозии, продукты износа движущихся частей оборудования). Примерно 1%ТВЭЛов может иметь так назы­ваемую газовую негерметичность, то есть они могут пропускать в теплоноситель радиоактивные газы; около 0.1 % ТВЭЛов могут допускать контакт топлива с теп­лоносителем, за счет чего в воду могут попадать и твердые продукты деления. В результате всех этих процессов теплоноситель имеет достаточно высокую радиоак­тивность, хотя и на много порядков меньшую, чем у топлива в ТВЭЛах. Эти факты хорошо известны, именно поэтому в системах безопасности реактора предусмотре­ны необходимые меры для того, чтобы теплоноситель не мог оказаться в контакте с людьми или атмосферой. Управление и защита ядерного реактора осуществляется воздействием на поток нейтронов посредством перемещения стержней, погло­щающих нейтроны, по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны — например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стерж­ней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемеще­нии стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким обра­зом и происходит регулировка мощности реактора. В реакторе, устанавливаемом на АЭС, изменение режима работы осуществляется также борным регулированием, то есть вводом или выводом раствора борной кислоты из первого контура. Обеспе­чение безопасной эксплуатации ядерной энергетической установки типа ВВЭР ос­новано на моделировании сложных ядерных, тепловых, химических и механиче­ских процессов, протекающих в ней и повышения надежности как расчетов, так и уровня технического обеспечения. Резюмируя, скажем, что в организации работы реакторной установки предусмотрены и реализованы следующие технические ре­шения:

♦ переходные регулируемые режимы мощности реактора осуществляются при очень малой реактивности за счет группы запаздывающих нейтронов (параметр ре­активности определяет различные режимы работы реактора, малая реактивность соответствует почти стационарному, то есть устойчивому во времени режиму ра­боты реактора);

♦ в реакторе действует механизм отрицательной обратной связи по температуре, так что при малых отклонениях параметров реактора и теплоносителя реактор про­являет свойство саморегуляции, когда режим его работы оказывается устойчивым;

♦ регулирование мощности реактора основано не только на применении регули­рующих твердых стержней в количестве около 1000 штук, но и на использовании жидких поглотителей нейтронов, в частности, в качестве поглотителя используется борная кислота разной концентрации;

♦ используются дистанционные системы контроля и управления реактором, дублирование ряда устройств, применяются только узлы и агрегаты с высокой сте­пенью надежности их работы.

Добавим, что в настоящее время в мире находится в эксплуатации более 40 ре­акторов типа ВВЭР, при этом не отмечено ни одного случая серьезной аварии на них, что обеспечивается не только их высокой надежностью, но и профессиона­лизмом обслуживающего персонала.


Безопасность АЭС

Безопасность АЭС будет обеспечена реализацией принципа глубоко эшелони­рованной защиты, основанной на применении систем и барьеров на пути возмож­ного выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду и системы техниче­ских и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности. Первым барьером является топливная матрица, т.е. само топливо, находясь в твер­дом виде, имея определенную форму, препятствует распространению продуктов деления.

Вторым барьером является оболочка тепловыделяющих элементов - герметичные стенки трубок из циркониевого сплава, в которые заключены топливные таблетки. Третьим барьером служат герметичные стенки оборудования и трубопроводов пер­вого контура, в котором циркулирует теплоноситель.

При нарушении целостности первых трех барьеров безопасности продукты де­ления будут задержаны четвертым барьером - системой локализации аварии. Система локализации аварии включает в себя герметичные ограждения - защитную оболочку (гермооболочку) и спринклерную систему. Защитная оболочка представ­ляет собой строительную конструкцию с необходимым набором герметичного обо­рудования для транспортировки грузов при ремонте и прохода через оболочку трубопроводов, электрокабелей и людей (люки, шлюзы, герметичные проходки труб и кабелей и т.д.).

Все оборудование реакторной установки, содержащее радиоактивные элементы, размещено в герметичной защитной оболочке. Защитная оболочка предназначена для предотвращения выхода радиоактивных веществ в окружающую среду при различных сценариях как проектных, так и запроектных аварий. Герметичная оболочка реакторного отделения выполнена из предварительно на­пряженного железобетона с внутренней облицовкой металлом, что позволяет вы­держивать такие виды экстремальных внешних воздействий как максимальное рас­четное землетрясение (МРЗ) интенсивностью 7 баллов, смерчи, ураганы, воздуш­ные ударные волны.

Для повышения устойчивости в условиях сейсмического воздействия обстройка и гермооболочка опираются на сплошную фундаментную плиту. Защитная оболочка выполнена из предварительно-напряженного железобетона с облицовкой изнутри листовой сталью и исключает утечку радиоактивных веществ наружу.

При работе реакторной установки защитная оболочка обеспечивает защиту обору­дования, находящегося внутри оболочки, от внешних воздействий как природных факторов (ветер, снег, смерчи, землетрясения и т.д.), так и воздействий, связанных с деятельностью человека (воздушная ударная волна, и т.д.).

Массивные строительные конструкции обеспечивают надежную защиту персо­нала и населения от ионизирующего излучения.

Для проверки эксплуатационной надежности защитная оболочка подвергается до ввода энергоблока в эксплуатацию обязательному испытанию на прочность и плотность.

Для наблюдения за напряженно-деформационным состоянием защитной оболочки предусмотрена контрольно-измерительная аппаратура.

Внутри гермооболочки расположено все оборудование и трубопроводы первого контура, а также ряд вспомогательных систем первого контура, которые содержат в себе радиоактивный теплоноситель.

Защитная оболочка рассчитана на давление, которое может возникнуть внутри нее при разрыве трубопровода первого контура максимального диаметра. В процессе эксплуатации ведется постоянный контроль параметров среды в гермооболочке (давления, температуры, активности).

Спринклерная система разбрызгивает холодную воду внутри гермооболочки, конденсирует образующийся при течах первого контура пар и тем самым снижает давление и температуру в оболочке. Спринклерная система используется также для организации связывания йода, содержащегося в паре и воздухе герметичных по­мещений, для чего на всос спринклерных насосов добавляется специальный рас­твор с метаборатом калия. Система состоит из 3-х независимых каналов подачи спринклерного раствора под оболочку, каждый из которых состоит из спринклер-ного насоса, водоструйного насоса, бака химреагентов, арматуры и трубопроводов. Система обеспечения радиационной безопасности персонала Ростовской АЭС и населения предполагает выполнение следующих принципов:

- облучение персонала и населения не должно превышать предела, установлен­ного требованиями "Норм радиационной безопасности" (НРБ-96/99), "Основных санитарных правил" (ОСП-72/87), "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97), "Размещение атомных станций. Основные крите­рии и требования по обеспечению безопасности" (ПНАЭ Г-03-33-93), "Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций (СПАС-88/93). Для обеспечения безопасности и в соответствии с ОПБ-88/97 системы безопасно­сти выполнены многоканальными. Каждый такой канал: во-первых, независим от других каналов и выход из строя любого из этих каналов не оказывает влияния на работу остальных; во-вторых, каждый канал рассчитан на ликвидацию максималь­ной проектной аварии без помощи других каналов; в-третьих, в каждый канал входят системы, основанные на использовании наряду с активными принципами и пассивных принципов подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора, не требующие участия автоматики и использования электроэнергии; в-четвертых, элементы каждого канала периодически опробуются для поддержания высокой надежности. В случае обнаружения дефектов, приводящих к выходу любого одного канала из строя, реакторная установка расхолаживается; в-пятых, надежность ра­боты оборудования каналов систем безопасности обеспечивается тем, что все обо­рудование и трубопроводы этих систем разработаны по специальным нормам и правилам, с повышенным качеством и контролем при изготовлении. Все оборудо­вание и трубопроводы систем безопасности рассчитаны на работу при максималь­ном для данной местности землетрясении. Каждый из каналов по своей производи­тельности, быстродействию и прочим факторам достаточен для обеспечения радиационной и ядерной безопасности атомной станции в любом из режимов ее работы, включая режим максимальной проектной аварии. Независимость трех ка­налов системы достигается за счет:

- полного разделения каналов по месту расположения в технологической части; - полного разделения каналов систем безопасности в части электроснабжения ав­томатизированных систем управления технологическим процессом и др. обеспечи­вающих систем. В проекте для отвода тепла в соответствии с требованиями по на­дежности и параметрам подаваемой воды предусмотрены две системы охлаждения.

1. Система технического водоснабжения конденсаторов турбин и вспомогательных потребителей, обеспечивающая отвод тепла от конденсаторов и части вспомога­тельного оборудования (неответственные потребители машзала).

2. Система технического водоснабжения ответственных потребителей реактор­ного отделения, важная для обеспечения безопасности. Все системы охлаждения запроектированы по схеме оборотного водоснабжения. Подпитка систем охлажде­ния обеспечена подачей воды из Цимлянского водохранилища. В качестве охладителя первой системы предусмотрен водоем-охладитель площа­дью 18 км2, образованный глухой плотиной. Потребители первой системы охлаж­дения сохраняют работоспособность и выполняют все технологические функции при нормальных условиях эксплуатации. Второй системой охлаждается оборудо­вание реакторного отделения, она изолирована от внешних водоемов и использует брызгальные бассейны. Потребители второй системы охлаждения сохраняют рабо­тоспособность во всех режимах работы, в том числе и при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных ситуациях. Для подпитки второй системы ох­лаждения предусмотрено предварительное обессоливание воды. Отработавшее то­пливо по условиям приема для дальнейшей переработки выдерживается в течение 3-х лет в бассейне выдержки реакторного отделения. Вывоз отработавшего топлива с АЭС после бассейна выдержки производится в транспортных контейнерах ТК-13, обеспечивающих полную безопасность при транспортировке железнодорожным транспортом даже в случае железнодорожных аварий. Для снижения концентрации радиоактивных газов в вентвыбросах из помещений контролируемой зоны и газо­вых сдувок из технологического оборудования проектом предусмотрена система спецгазоочистки на йодных и аэрозольных фильтрах. Эффективность очистки на фильтрах более 99%. Суммарная расчетная активность выброса из вентиляционной трубы АЭС в режиме нормальной эксплуатации значительно ниже величин, регла­ментируемых СПАС-88/93. Для контроля за соблюдением радиационной безопас­ности в проекте предусмотрена система автоматизированного контроля.

Переработка и хранение жидких радиоактивных отходов предусмотрено в спец­корпусе в течение всего срока службы АЭС. Переработка, хранение и сжигание твердых радиоактивных отходов в течение всего срока службы АЭС предусмотре­но в здании переработки твердых радиоактивных отходов с хранилищем.

На площадке Ростовской АЭС предусмотрены раздельные системы канализации:

- хозяйственно-бытовая канализация зоны свободного режима;

- хозяйственно-бытовая канализация зоны строгого режима;

- производственно-дождевая канализация незагрязненных стоков;

- производственная канализация стоков, загрязненных нефтепродуктами. Хозяйственно-бытовые стоки проходят полную механическую и биологическую очистку. Очищенные стоки зоны строгого режима после радиационного контроля, в зависимости от показателей, будут направлены либо на установку спецводоочи­стки для их переработки, либо на повторное использование в систему технического водоснабжения ответственных потребителей.

Стоки производственно-дождевой канализации АЭС отводятся в систему техводоснабжения. Производственные стоки, загрязненные нефтепродуктами, подвер­гаются очистке на установке "Кристалл" и в дальнейшем направляются в систему химводоочистки. Для складирования и переработки нерадиоактивных твердых промышленных отходов АЭС в санитарно-защитной зоне станции предусмотрено строительство полигона.

1   ...   4   5   6   7   8   9   10   11   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