На головну

Технологічні схеми і компоновка АЕС

  1.  I. Два підходу в психології - дві схеми аналізу
  2.  VIII. Компонування зображення на екрані
  3.  А) Пенсійні схеми
  4.  Алгоритм проектування структурної схеми РПУ
  5.  Аеродинамічна компоновка літака
  6.  безконтактні схеми
  7.  У зарубіжній і міжнародній практиці прийняти схеми сертифікації продукції

Технологічні схеми АЕС вельми різноманітні і визначаються як типом реактора, так і числом контурів. Технологічна схема і компонування обладнання першого контуру двухконтурной АЕС з реактором на теплових нейтронах показана на рис. 3.24.

Ядерне паливо, що знаходиться в ТВЕЛах певної форми, доставляється в контейнерах 1 на електростанцію і за допомогою перевантажувального крана 3 завантажується в активну зону реактора 4. Касети з відпрацьованими ТВЕЛами поміщаються в басейн 2, Де витримуються протягом певного часу. Коли радіоактивність пального і матеріалу касет зменшується до нормативних значень, касети в контейнерах вивозять на переробні заводи.

Мал. 3.24. Технологічна схема першого контуру АЕС:

1 - Контейнер; 2 - Басейн; 3 - Перевантажувальний кран; 4 - Реактор;

5 - Мостовий кран реакторного залу; 6 - Головна засувка; 7 - Головний циркуляційний насос; 8 - Парогенератор;

9 - Трубопроводи живильної води;

10 - Трубопроводи вторинного пара

Теплота, що виділяється в реакторі і сприйнята теплоносієм, передається робочому середовищі в парогенераторі (ПГ) 8. При трехконтурной схемою між теплоносієм першого контуру і робочим середовищем є ще проміжний контур (див. Рис. 3.21, в).

Пара, що утворилася в ПГ (при двоконтурних і трьохконтурних схемах) або в реакторі (при одноконтурній схемі), направляється по паропроводу до турбіни. На схемі першого контуру двухконтурной АЕС (див. Рис. 3.24) пар іде до турбіни по трубопроводу 10, живильна вода подається в ПГ по лінії 9.

Для запобігання персоналу АЕС від радіаційного опромінення реактор оточують біологічної захистом, основним матеріалом для якої служать бетон, вода, пісок. Устаткування реакторного контура має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, вживають заходів, щоб поява нещільності і розривів контуру не призводило до радіоактивних викидів та забруднення приміщень АЕС і навколишньої місцевості. Устаткування реакторного контура зазвичай встановлюють в герметичних боксах, які відокремлені від інших приміщень АЕС біологічної захистом і при роботі реактора не обслуговуються. Радіоактивне повітря і невелика кількість пари теплоносія, обумовлене наявністю підтікання з контуру, видаляють з необслуговуваних приміщень АЕС спеціальною системою вентиляції, в якій для виключення можливості забруднення атмосфери передбачені очисні фільтри і газгольдери витримки. За виконанням правил радіаційної безпеки персоналом АЕС стежить служба дозиметричного контролю.

При аваріях в системі охолодження реактора для запобігання перегріву і порушення герметичності оболонок

ТВЕЛів передбачають швидке (протягом кілька секунд) глушіння ядерної реакції; аварійна система розхолоджування має автономні джерела живлення.

Наявність біологічного захисту, систем спеціальної вентиляції і аварійного розхолоджування і служби дозиметричного контролю дозволяє повністю забезпечити обслуговуючий персонал АЕС від шкідливих впливів радіоактивного опромінення.

Устаткування машинного залу АЕС аналогічно устаткуванню машинного залу ТЕС. Відмітна особливість більшості АЕС - використання пара порівняно низьких параметрів, насиченого або слабо перегрітого.

При цьому для виключення ерозійного пошкодження лопаток останніх ступенів турбіни частками вологи, що міститься в пару, в турбіні встановлюють сепаруючі пристрої. Іноді необхідно застосування виносних сепараторів і проміжних перегрівачів пара. У зв'язку з тим, що теплоносій і що містяться в ньому домішки при проходженні через активну зону реактора активуються, конструктивне рішення устаткування машинного залу і системи охолодження конденсатора турбіни одноконтурних АЕС повинно повністю виключати можливість витоку теплоносія. На двоконтурних АЕС з високими параметрами пари подібні вимоги до обладнання машинного залу не пред'являються.

У число специфічних вимог до компонування обладнання АЕС входять: мінімально можлива протяжність комунікацій, пов'язаних з радіоактивними середовищами, підвищена жорсткість фундаментів і несучих конструкцій реактора, надійна організація вентиляції приміщень.

В реакторному залі розміщені: реактор з біологічним захистом, запасні ТВЕЛи і апаратура контролю. АЕС скомпонована за блоковим принципом реактор-турбіна. У машинному залі розташовані турбогенератори і обслуговують їх системи. Між машинним і реакторних залами розміщені допоміжне обладнання і системи управління станцією.

У більшості промислово розвинених країн (Росія, США, Англія, Франція, Канада, Німеччина, Японія та ін.) Потужність діючих і споруджуваних АЕС до 2000 року доведена до десятків гігават. За даними Міжнародного атомного агентства ООН встановлена ??потужність всіх АЕС у світі до 2000 року перевищила 300 ГВт.

За роки, що минули з часу пуску в експлуатацію першої АЕС, було створено кілька конструкцій ядерних реакторів, на основі яких почалося широкий розвиток атомної енергетики в нашій країні.

АЕС, що є найбільш сучасним видом електростанцій, мають ряд суттєвих переваг перед іншими видами електростанцій: при нормальних умовах функціонування вони абсолютно не забруднюють навколишнє середовище, не вимагають прив'язки до джерела сировини і, відповідно, можуть бути розміщені практично скрізь. Нові енергоблоки мають потужність практично рівну потужності середньої ГЕС, однак коефіцієнт використання встановленої потужності на АЕС (80%) значно перевищує цей показник у ГЕС або ТЕС. Про економічності і ефективності атомних електростанцій може говорити той факт, що з 1 кг урану можна отримати стільки ж теплоти, скільки при спалюванні приблизно 3000 т кам'яного вугілля.

Значних недоліків АЕС при нормальних умовах функціонування практично не мають. Однак не можна не помітити небезпеку АЕС при можливих форс-мажорних обставин: землетруси, урагани і т. П., Так як тут старі моделі енергоблоків становлять потенційну небезпеку радіаційного зараження територій через неконтрольоване перегріву реактора.

Основною конструктивною деталлю гетерогенної активної зони є ТВЕЛ, який значною мірою визначає її надійність, розміри і вартість. В енергетичних реакторах, як правило, використовуються стрижневі ТВЕЛи з паливом у вигляді пресованих таблеток двоокису урану, укладених в оболонку зі сталі або цирконієвого сплаву. ТВЕЛи для зручності збираються в тепловиділяючі збірки (ТВЗ), які встановлюються в активній зоні ядерного реактора.

Великі теплові потоки, що проходять через поверхню ТВЕЛів, і значна енергонапряженності палива вимагають наявності виключно високій стійкості і надійності ТВЕЛів. Крім цього, умови роботи ТВЕЛів ускладнюються високою робочою температурою, що досягає 300-600 ° С на поверхні оболонки, можливістю теплових ударів, вібрацією, наявністю потоку нейтронів (флюенс досягає 102 нейтрон / м2).

До ТВЕЛ пред'являються високі технічні вимоги:

1) простота конструкції;

2) механічна стійкість і міцність в потоці теплоносія, що забезпечує збереження розмірів і герметичності;

3) мале поглинання нейтронів конструкційним матеріалом ТВЕЛу і мінімум конструкційний матеріал в активній зоні;

4) відсутність взаємодії ядерного палива і продуктів поділу з оболонкою ТВЕЛів, теплоносієм і сповільнювачем при робочих температурах.

Геометрична форма ТВЕЛу повинна забезпечувати необхідне співвідношення площі поверхні і об'єму і максимальну інтенсивність відводу теплоти теплоносієм від всієї поверхні ТВЕЛ, а також гарантувати більшу глибину вигоряння ядерного палива і високу ступінь утримання продуктів ділення. ТВЕЛи повинні володіти радіаційною стійкістю, мати необхідні розміри і конструкцію, що забезпечують можливість швидкого проведення перевантажувальних операцій; володіти простотою і економічністю регенерації ядерного палива і низькою вартістю.

З метою безпеки надійна герметичність оболонок ТВЕЛів повинна зберігатися протягом всього терміну роботи активної зони (3-5 років) і подальшого зберігання відпрацьованих ТВЕЛів до відправки на переробку (1-3 роки). При проектуванні активної зони необхідно заздалегідь встановити і обґрунтувати допустимі межі пошкодження ТВЕЛів (кількість і ступінь пошкодження). Активна зона проектується таким чином, щоб при роботі на протязі всього її розрахункового терміну служби не перевищувались встановлені межі пошкодження ТВЕЛів. Виконання зазначених вимог забезпечується конструкцією активної зони, якістю теплоносієм, характеристиками і надійністю системи відводу тепла. В процесі експлуатації можливе порушення герметичності оболонок окремих ТВЕЛів. Розрізняють два види такого порушення: освіта мікротріщин, через які газоподібні продукти поділу виходять з ТВЕЛ в теплоносій (дефект типу газової щільності); виникнення дефектів, при яких можливий прямий контакт палива з теплоносієм.

Умови роботи ТВЕЛів значною мірою визначаються конструкцією активної зони, яка повинна забезпечувати проектну геометрію розміщення ТВЕЛів і необхідне з точки зору температурних умов розподіл теплоносія. Через активну зону при роботі реактора повинен підтримуватися стабільний витрата теплоносія, що гарантує надійний тепловідвід.

Активна зона повинна бути оснащена датчиками внутрішнього реакторного контролю, які дають інформацію про розподіл потужності, нейтронного потоку, температурних умовах ТВЕЛів і витраті теплоносія.

Активна зона енергетичного реактора повинна бути спроектована так, щоб внутрішній механізм взаємодії нейтронно-фізичних і теплофізичних процесів при будь-яких збурень коефіцієнта розмноження встановлював новий безпечний рівень потужності. Практично безпеку ядерної енергетичної установки забезпечується, з одного боку, стійкістю реактора (зменшенням коефіцієнта розмноження з ростом температури і потужності активної зони), а з іншого боку - надійністю системи автоматичного регулювання і захисту.

З метою забезпечення безпеки конструкція активної зони і характеристики ядерного палива повинні виключати можливість утворення критичних мас, що діляться, при руйнуванні активної зони і розплавлення ядерного палива. При конструюванні активної зони повинна бути передбачена можливість введення поглинача нейтронів для припинення ланцюгової реакції в будь-яких випадках, пов'язаних з порушенням охолодження активної зони.

Активна зона, яка містить великі обсяги ядерного палива для компенсації вигоряння, отруєння і температурного ефекту, має як би декілька критичних мас. Тому кожен критичний обсяг палива повинен бути забезпечений засобами компенсації реактивності. Вони повинні розміщуватися в активній зоні таким чином, щоб виключити можливість виникнення локальних критичних мас.




 парові турбіни |  І трансформатори |  Насоси і газодувние машини |  І поживні трубопроводи ТЕС |  Живильної води і проміжного перегріву |  Системи підігріву мережної води |  І типи атомних електростанцій |  ядерних реакторів |  І швидких нейтронах |  ядерне паливо |

© um.co.ua - учбові матеріали та реферати