Технологические схемы АЭС

Реферат

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СХЕМЫ АЭС

АЭС С ВОДО-ВОДЯНЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ РЕАКТОРАМИ

Водо-водяные энергетические реакторы получили наибольшее распространение из-за своей компактности и относительно простой и надежной конструкции. В настоящее время на АЭС применяют реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Принципиальная технологическая схема блока АЭС с реактором ВВЭР-440 показана на рис. 1. Тепловая схема блока - двухконтурная. Обычная некипящая вода, используемая в качестве теплоносителя и замедлителя, циркулирует под давлением 7-16 МПа (в зависимости от типа реактора), создаваемым главным циркуляционным насосом (ЩН) 3, в результате этого осуществляется перенос тепловой энергии от реактора 1 к парогенератору 4. Высокое давление теплоносителя возможно только при размещении активной зоны реактора внутри защитного стального корпуса.

Для повышения надежности и безопасности работы АЭС тепло-отвод от активной зоны реактора выполняют в виде нескольких самостоятельных циркуляционных петель. Например, первый радиоактивный контур реактора ВВЭР-440 имеет шесть петель. Увеличение числа циркуляционных петель усложняет конструкцию, технологическую схему и создает трудности в эксплуатации, следовательно, увеличиваются капитальные вложения в установку. Более перспективной является четырехпетлевая схема охлаждения реактора ВВЭР-1000.

Первый радиоактивный контур помимо циркуляционного контура имеет вспомогательные системы: компенсации температурных изменений объема теплоносителя, его подпитки и очистки; охлаждения бассейна перегрузки и выдержки; управления и защиты реактора; борного регулирования; аварийного расхолаживания реактора и снижения давления в защитной оболочке; дегазации теплоносителя и снижения взрывоопасной концентрации водорода.

Использование ГЦН с большими маховыми массами позволяет перейти на режим естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре при потере питания в системе собственных нужд (СН) станции, так как увеличивается время выбега агрегата и не обязательно использовать энергию выбега турбогенераторов.

Для поддержания постоянного давления в первом контуре реактора в стационарных и переходных режимах применяют паровой компенсатор 2, в водяном объеме которого находятся электронагреватели, создающие паровую подушку и поддерживающие соответствующую температуру воды Регулировочная группа электронагревателей предотвращает вскипание теплоносителя при потере питания в системе СН станции, поэтому требует бесперебойного электроснабжения. Компенсатор подключают к одной из циркуляционных петель до главной запорной задвижки 5.

Система очистки теплоносителя и возвращения его в контур циркуляции включает регенеративный теплообменник 6, доохладитель продувки 7 и фильтровальную группу 8. Так как в фильтрах наполнителями являются органические смолы, работающие при 60°С, продувочная вода в элементах 6 и 7 охлаждается до 45-50 °С.

Восполнение потерь теплоносителя первого контура и поддержание заданного водного режима осуществляются из деаэратора 10 подпиточными насосами 9, требующими повышенной надежности электроснабжения, производительность которых должна быть в несколько раз выше производительности рабочих насосов. Степень надежности электроснабжения аварийных насосов такая же, как и рабочих.

Для хранения и выдержки отработавших в реакторе тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) предназначена система охлаждения бассейна перегрузки и выдержки, включающая в себя теплообменник и насос контура расхолаживания, к электроснабжению которого предъявляют повышенные требования. Температура воды в бассейне перегрузки и выдержки не должна превышать 60 °С

Одной из важнейших является система управления и защиты реактора (СУЗ), которая обеспечивает его пуск, вывод на определенный режим работы и поддержание заданного режима по мощности, а также выравнивание полей энерговыделения по объему активной зоны и аварийный останов (защиту). Электропривод механизмов этой системы требует особо надежного питания

Система управления и защиты реактора имеет две независимые друг от друга части, основанные на разных принципах действия: систему механических органов (кассеты СУЗ) и систему борногорегулирования.

Система механических органов СУЗ обеспечивает ввод отрицательной реактивности в реактор при аварийных режимах. Кассета СУЗ для реактора ВВЭР-440 состоит из поглотителя (верхняя часть) и ядерного топлива (нижняя часть) При взведении кассеты СУЗ поглотитель извлекается из активной зоны, а его место занимает топливная часть. Внутри шестигранного чехла поглотителя СУЗ размещены вкладыши из борированной стали, поглощающие тепловые нейтроны. Наличие воды внутри поглотителя обеспечивает непрозрачность для быстрых нейтронов, а сам поглотитель СУЗ является ловушкой для них. Быстрые нейтроны замедляются в воде и поглощаются бором, тепловые при прохождении замедляются в воде и поглощаются в борированных вкладышах.

При извлечении поглотителя из активной зоны эффективность поглощения нейтронов шестигранной водяной полостью составляет 70 % от эффективности поглотителя СУЗ. Это свойство поглощения используют при перегрузке топлива.

Эффективность кассет СУЗ зависит от их местоположения в активной золе, температуры активной зоны и концентрации борной кислоты в реакторе. Механическая система управления и защиты ВВЭР-1000 включает в се£я 109 приводов, каждый из которых способен перемещать пучок (кластер), состоящий из 12 стержней - поглотителей, внутри кассеты в пределах активной зоны. Приводы СУЗ, объединенные в группы, перемещают кластеры одновременно.

Борная кислота вводится в теплоноситель для равномерного распределения поглотителя в активной зоне. Уменьшение неравномерности энерговыделения обусловленно тем, что раствор борной кислоты изменяет нейтронно-физические характеристики активной зоны, в то время как поглощающие стержни действуют преимущественно на ближайшие части зоны.

Медленные изменения реактивности (выгорание топлива) компенсируются изменением концентрации раствора борной кислоты в теплоносителе. Для аварийных ситуаций предусмотрена быстродействующая система аварийного впрыска бора.

Таким образом, система борного регулирования в ВВЭР обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности, а система механических органов управления - регулирование мощности реактора в нестационарных режимах и компенсацию реактивности при плановых и аварийных остановах.

Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), предназначенная для подачи в нее раствора бора при разуплотнениях циркуляционной системы, состоит из пассивной и активной частей.

Пассивная часть (система залива) включает в себя две группы гидроаккумуляторов, производительность которых достаточна для предотвращения расплавления оболочек ТВЭЛов и создания запаса времени для включения в работу активной части (системы впрыска).

Система впрыска имеет три независимые группы, каждая из которых обеспечивает аварийное охлаждение активной зоны и состоит из бака аварийного запаса водного раствора бора, аварийных насосов высокого и низкого давления и теплообменника.

Спринклерная система, предназначенная для охлаждения и очистки воздуха в боксах при нормальных и послеаварийных режимах, а также для отвода теплоты из помещений локализации аварии, имеет три независимые группы, включающие в себя спринклерный насос. Спринклерные группы получают питание от автономных источников.

Второй контур (нерадиоактивный) выполняют аналогично технологической схеме обычной конденсационной станции (КЭС). Пар из парогенератора 4 поступает в цилиндр высокого давления (ЦВД) 15, а затем через сепаратор-пароперегреватель 16-в цилиндры низкого давления (ЦНД) 17 турбины, после чего конденсируется в конденсаторе 18. Далее через подогреватели низкого давления вода поступает в деаэратор 22, из которого питательным насосом 23 подается в парогенератор 4 через подогреватели высокого давления.

Особенностью второго контура является работа турбины на насыщенном паре средних давлений, что приводит к увеличению удельного расхода пара, а следовательно, мощностей конденсатных, циркуляционных и питательных насосов. Поэтому рабочие питательные насосы имеют турбопривод, а пускорезервные и аварийные - электропривод.

Для подачи воды в парогенератор при исчезновении напряжения в системе СН станции аварийные питательные насосы присоединяют к системе надежного питания. Парогенераторы с реакторами ВВЭР представляют собой двухконтурные горизонтальные теплообменники с погруженной поверхностью теплообмена. Сепарационные устройства парогенераторов имеют естественную циркуляцию рабочего тела.

На рис. 2 приведен поперечный разрез главного корпуса АЭС с реакторами ВВЭР-1000, на котором показано размещение основного оборудования станции. Ядерное топливо, находящееся в ТВЭЛах, доставляется на станцию в контейнерах / и перегрузочной машиной 3 загружается в активную зону реактора 4. Кассеты с отработавшими ТВЭЛами помещаются в бассейн 2, где выдерживаются в течение определенного времени для снижения радиоактивности горючего и материала кассет После этого кассеты в контейнерах вывозят на перерабатывающие заводы.

В реакторном зале находятся компенсатор объема 5, барбатер 6, дополнительная гидроаккумулирующая емкость 8. Пар от парогенераторов (на'рисунке не показано) направляется в турбоагрегат 9 машинного зала 10, на нулевой отметке которого размещены регенеративные подогреватели 11 Деаэраторы 7 устанавливаются между реакторным помещением и турбинным цехом.

АЭС С КАНАЛЬНЫМИ ВОДОГРАФИТОВЫМИ КИПЯЩИМИ РЕАКТОРАМИ

В канальном водографитовом реакторе теплоносителем является вода, а замедлителем - графит. Принципиальная технологическая схема энергетического блока с реактором РБМК-ЮОО приведена на рис.3

Теплоноситель циркулирует в трубных технологических каналах реактора 7, которые воспринимают давление теплоносителя Контур многократной принудительной циркуляции (МПЦ) теплоносителя включает две петли, каждая из которых имеет два барабана-сепаратора 5 и четыре главных циркуляционных насоса 6(три рабочих, один резервный). Вода при 270° С и давлении -~ 8 МПа поступает на вход технологических каналов реактора, где нагревается до температуры насыщения ~ 284° С и частично испаряется, направляясь в барабаны-сепараторы. Пар влажностью не более 0,1 % подается в ЦВД турбины 4, затем в сепараторы 3, пароперегреватели 2 и ЦНД. После этого пар конденсируется в конденсаторах 8. Вода подается в деаэратор 13 конденсатными насосами первой 9 и второй 12 ступеней через фильтры конденсатоочистки 10 и подогреватели низкого давления 11, а затем питательными насосами 14 - в барабаны-сепараторы 5.

Для аварийных режимов применяют аварийные питательные электронасосы (ПЭН), использующие запасы воды деаэраторов и дополнительных баков обессоленной воды. Для обеспечения тепловой энергией потребителей поселка и станции применяют дополнительный промежуточный контур, состоящий из подогревателей и насосов, так как турбина работает на радиоактивном паре.

Следовательно, схема АЭС с реакторами РБМК является одноконтурной. В схеме используют центробежные главные циркуляционные насосы с гидромеханическим уплотнением вала. Для исключения протечек радиоактивной воды вдоль вала насоса используют специальный контур, через который подают запирающую воду давлением на 0,25 МПа выше давления на всасе ГЦН. Так как ГЦН не могут работать без запирающей воды, насосы этого контура должны подключаться к схемам надежного питания.

При потере же питания в системе СН станции вода на уплотнение ГЦН подается из аварийного гидроаккумулятора в течение 10 мин, пока не вступят в работу аварийные дизельгенераторы этих схем.

К вспомогательным относятся системы: управления и защиты реактора (СУЗ); продувки и расхолаживания; охлаждения бассейна выдержки и перегрузки ТВЭЛов; спринклерноохладительная и аварийного охлаждения (САОР).

Реактор имеет замкнутые автономные контуры охлаждения каналов СУЗ ибассейна выдержки и перегрузки ТВЭЛов, включающие в себя теплообменники, насосы и баки аварийного запаса воды. Насосы этих систем требуют надежного электроснабжения от автономных источников, а теплообменники - надежного питания технической водой. При аварийном обесточивании системы СН до запуска насосов от дизельгенератора каналы СУЗ охлаждают из бака аварийного запаса

Система продувки и расхолаживания, имеющая насосную установку, не требующую принятия дополнительных мер к повышению надежности электроснабжения, обеспечивает заданные температурный и солевой режимы контура МПЦ.

Спринклерно - охладительная система, состоящая из трех контуров, включающих теплообменники и насосы, которые требуют повышенной надежности электроснабжения, обеспечивает снижение давления в бассейне-барбатере и герметичных боксах.

Сброс пара из сепараторов при аварийных и переходных режимах осуществляется через быстродействующие редукционные установки в конденсаторы турбин (БРУ-К), бассейн-барбатер (БРУ-Б) или в технологические конденсаторы (БРУ-ТК). Конденсат из ТК насосами подается в деаэраторы или конденсаторы турбин. Насосы, участвующие в перекачке конденсата и подаче технологической воды на ТК, требуют надежного электроснабжения при обесточивании схемы СН

Система аварийного охлаждения реактора (САОР) обеспечивает подачу воды в активную зону реактора при разрывах трубопроводов контура МПЦ для ограничения температуры оболочек ТВЭЛов. Она состоит из трех частей:

основной системы мгновенного действия для подачи воды в аварийную зону реактора до включения насосной части САОР;

системы для длительного охлаждения поврежденной половины реактора после окончания работы основной части;

системы для длительного охлаждения неповрежденной половины реактора.

Основная часть САОР включается автоматически при разрыве главного циркуляционного трубопровода, в результате чего открываются быстродействующие клапаны и задвижки, электроснабжение приводов которых производится от трех подсистем бесперебойного питания. В основной части САОР имеются две гидроаккумулирующие емкости, заполненные водой и азотом, которые находятся под1 давлением, превышающим давление теплоносителя в контур МПЦ. В этот же контур подается вода от аварийных ПЭН.

Две другие системы САОР включаются после запуска аварийных источников питания и обеспечивают охлаждение поврежденной и неповрежденной половин зон реактора. Теплообменники этих систем требуют надежного обеспечения технической водой, а приводы насосов - надежного электроснабжения

АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Кроме выработки электрической энергии, на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива. В качестве теплоносителя в реакторах-размножителях применяют жидкий натрий из-за его хороших физических свойств и относительно небольшой стоимости.

Применение жидкометаллического теплоносителя в реакторах позволяет получать пар высоких параметров и использовать серийные турбоагрегаты. Так, для реактора БН-600 на Белоярской АЭС используют турбины мощностью по 200 МВт и начальными параметрами пара: давлением - 13 МПа и температурой - 500 °С. В ближайшее время будут введены реакторы БН-800

Трехконтурная технологическая схема реактора БН-600 приведена на рис. 4. В первом и втором контурах используют жидкий натрий, в третьем - воду и пар. Первый контур на рисунке обозначен толстой линией, второй - пунктирной, а третий - тонкой. Компоновка первого контура может быть петлевой или интегральной. При интегральной схеме активная зона 2, насосы 1, промежуточные теплообменники 4 и биологическая защита находятся в корпусе реактора 3. Жидкий натрий первого контура циркулирует по трем параллельным петлям.

Главные циркуляционные насосы первого контура являются центробежными погружного типа с двухпоточным всасыванием, второго- с односторонним. Привод ГЦН осуществляется асинхронными двигателями (для первого контура привод вынесен за пределы реактора). Для плавного регулирования мощности реактора и поддержания неизменного подогрева теплоносителя асинхронные двигатели ГЦН работают по схеме асинхронно-вентильного каскада. Для повышения устойчивой работы ГЦН первого и второго контуров при снижении напряжения они снабжены маховиками.

Активная зона реактора по торцам и периметру окружена экранами - зоной воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных диоксидом обедненного урана. Биологическая защита включает стальные экраны с графитовым наполнителем.

Паронегераторы, в которых образуется перегретый пар (третий контур), выполнены прямоточными и имеют малый запас воды. Поэтому при потере питания в системе СН станции для обеспечения режима расхолаживания к надежности электроснабжения аварийных ПЭН (АПЭН) и времени их пуска предъявляют повышенные требования, а АПЭН питают от специальных для каждого насоса дизель-генераторов с малым временем пуска. Следующие этапы технологического процесса производства электроэнергии не отличаются от обычных технологических процессов на КЭС.

Использование натрия в первом и втором контурах приводит к созданию соответствующих вспомогательных систем. При пуске АЭС из холодного состояния требуется предварительный электроразогрев «всего оборудования и трубопроводов. Электронагреватели суммарной мощностью 25 МВт устанавливают в местах, где возможен переход металла в твердую фазу при охлаждении. Исходя из повышенных требований к надежности электроснабжения нагреватели ^мощностью 3 МВт подключают к схеме надежного питания.

Для увеличения коррозионной стойкости конструкционных материалов натриевых контуров используют фильтр-ловушки, работа которых основана на охлаждении жидкометаллического теплоносителя, до температуры, меньшей температуры насыщения оксидов, растворенных в натрии. Натрий в ловушке охлаждается воздухом или, азотом, прокачиваемым по замкнутому контуру вентилятором. При отключенных ГЦН циркуляция натрия через фильтры осуществляется электромагнитными насосами. Перед заполнением первого и второго контуров натрием для исключения взаимодействия его с кислородом воздуха реактор заполняют газом (аргоном) и разогревают сжатием аргона в нагнетателях и прокачкой его по замкнутым контурам. Эту же систему используют в качестве резервной при расхолаживании реактора, поэтому нагнетатели имеют привод от автономного источника, а теплообменники - надежное снабжение технической водой.

атомная станция энергетический реактор нейтрон

Литература

Аттетков, А. В. Введение в методы оптимизации / А. В. Аттетков,

В. С. Зарубин, А. Н. Канатников. - М.: Финансы и статистика: ИНФРА-М, 2008. - 269 с.

Гончаров, В. А. Методы оптимизации. - М.: Высшее образование: Юрайт, 2010. - 190 с.

Пантелеев, А. В. Методы оптимизации в примерах и задачах / А. В. Пантелеев, Т. А. Летова. - М.: Высшая школа, 2008. - 544 с.

Лыкин, А. В. Электрические системы и сети. - М.: Логос: Университетская книга, 2008. - 254 с.

Рожкова, Л. Д. Электрооборудование электрических станций и подстанций / Л. Д. Рожкова, Л. К. Карнеева, Т. В. Чиркова. - М.: Академия, 2008. - 448 с.

Больше работ по теме: