Стартовая >> Архив >> Генерация >> Атомные электрические станции и их оборудование

Вспомогательные реакторные системы, вопросы безопасности - Атомные электрические станции и их оборудование

Оглавление
Атомные электрические станции и их оборудование
Выработка, распределение и потребление энергии
Типы АЭС и их технологическое оборудование
Тепловая и общая экономичность АЭС
Баланс теплоты и показатели экономичности АЭС
Регенеративный подогрев питательной воды
Конструкции регенеративных подогревателей
Деаэрационно-питательные установки
Питательные установки
Испарительные установки
Схемы включения испарителей в тепловую схему АЭС
Конденсационные установки
Теплотехнические схемы конденсаторов
Конструкция и выбор конденсаторов
Системы технического водоснабжения
Типы и принцип работы охладителей оборотных систем технического водоснабжения
Баланс теплоносителя и рабочего тела
Реакторные установки
Характеристика основного оборудования реакторных контуров
Вспомогательные реакторные системы, вопросы безопасности
Системы аварийного охлаждения
Парогенераторные установки
Парогенераторы на АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
Турбинные установки
Теплофикационные установки
Активация и дезактивация
Вентиляционные установки
Технологический транспорт
Водно-химические режимы и физико-химические процессы
Генеральный план и компоновки
Компоновка главного корпуса АЭС
Трубопроводы
Редукционные установки, арматура трубопроводов
Тепловые схемы АЭС с водным теплоносителем
АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
Режимы работы АЭС
Схемы регулирования мощности энергоблоков
Вопросы для самопроверки, список рекомендуемой литературы

Вспомогательные реакторные системы

Вспомогательные реакторные системы должны иметь минимальное количество точек их подсоединения к главному реакторному контуру. Для этого при проектировании они должны рассматриваться совместно.
Рассмотрим одну из важных реакторных систем — систему поддержания (компенсации) давления (КД) в первом контуре АЭС с ВВЭР.
Теплоноситель (вода под давлением), проходя через реактор, подогревается, не изменяя своего агрегатного состояния. Вода практически несжимаема, поэтому любое изменение температуры связано с изменением ее удельного объема, и следовательно, с изменением давления. Система компенсации давления поддерживает давление в контуре постоянным при любом изменении температуры теплоносителя. С помощью этой системы создается первоначальное давление в первом контуре при пуске.
КД устанавливается один на реактор и подключается к контуру циркуляции к неотключаемой горячей части одной из петель.
В зависимости от газовой среды, находящейся над уровнем воды в компенсаторе давления, последние подразделяются на газовые и паровые. В качестве газа используется азот. Азот может влиять на водный режим первого контура. Газовые КД не получили широкого распространения из-за их сложности и необходимости иметь емкости с азотом. Основным типом КД является паровой (рис. 10.7). Основным его элементом является сосуд 4, нижняя часть которого заполнена водой при температуре насыщения и соединена с «горячей» ниткой циркуляционного контура реактора, а верхняя паровая часть соединена с «холодной» ниткой циркуляционного контура. Эта линия служит для подачи «холодной» воды при регулировании давления пара. К нижней части корпуса приварены штуцера, через которые вводятся блоки электронагревателей 5.
Регулируемыми параметрами являются давление и уровень воды в КД. Регулятор давления воздействует на клапан впрыска 2 «холодной» воды 4 на автотрансформатор электронагревателей 5. Регулятор уровня управляет работой подпиточного насоса.
Если происходит незначительное повышение температуры теплоносителя, то часть его выталкивается в КД, уровень воды повышается, паровая подушка сжимается, давление пара возрастает. Из-за несоответствия давления пара и температуры насыщения воды часть пара конденсируется, и давление восстанавливается.
Система парового компенсатора давления
Рис. 10.7. Система парового компенсатора давления:
1 — запорный клапан, 2 — регулирующий клапан; 3 — подвод азота; 4 — компенсатор давления; 5 — трубчатые электронагреватели; 6 — отбор проб парогазовой смеси, 7 — отбор проб воды; в — предохранительные клапаны; 9 — реактор; 10 — охлаждающая вода промконтура, 11 —  газовая сдувка; 12 — подвод воды; 13 — барботер

Если  произойдет незначительное уменьшение температуры теплоносителя, то уровень воды в КД снизится, произойдет уменьшение давления пара в паровой части. Из-за несоответствия давления и температуры насыщения часть воды превратится в пар, и давление восстановится. Но это только при малых изменениях температуры теплоносителя. При значительном положительном возмущении в первом контуре для уменьшения давления в КД открывается клапан на -впрыск «холодной» воды. За счет прогрева этой воды до температуры насыщения часть пара конденсируется и давление восстанавливается. При значительном отрицательном возмущении в первом контуре для восстановления давления включаются электронагреватели, с помощью которых образуется необходимое количество пара для восстановления давления.
Так, изменение температуры теплоносителя на 1—2°С в реакторе ВВЭР-440 влечет за собой изменение объема воды в КД на 0,5—1,0 м3. В случае резкого увеличения температуры, а следовательно, и объема теплоносителя (например, при одновременном отключении нескольких ГЦН) предусмотрен непосредственный сброс воды из горячей петли в паровое пространство КД. Если по какой-либо причине давление в КД превысит предельное значение, срабатывают предохранительные клапаны 8 на линии сброса пара в барботер 13.

Рис. 10.8. Паровой КД для ВВЭР-440:
Паровой КД для ВВЭР-440
1 — шины подвода электропитания; 2 — опорная обечайка, 3 — электронагреватели;    4 — защитный     экран; 5 — лестница;  6 — полость для контроля протечки; 7 — смотровой люк; 8 — патрубок впрыска; 9 — отвод к переливной трубе; 10 — отвод к предохранительным клапанам; 11 —  отвод к линии сдувки, 12 — сопла распиливания;  13 — защитный      кожух, 14 — корпус; 15 — патрубки  подсоединения к первому контуру, 16 — опоры

Пар в барботере конденсируется за счет нагрева находящейся в нем воды, а радиоактивные газы, разбавленные азотом 3 для предотвращения образования гремучей смеси из продуктов радиолиза воды (водорода и кислорода), удаляются в систему дезактивации газообразных радиоактивных отходов 12.
При превышении предельного давления в барботере пар через взрывной клапан 11 сбрасывается в систему локализации аварии (для реакторов ВВЭР-1000 в оболочку реактора). Корпус КД выполнен из углеродистой стали. Внутренняя поверхность плакирована нержавеющей сталью. Для предотвращения больших термических напряжений в стенке КД в районе впрыска «холодной» воды в паровой части устанавливается цилиндрический экран, предотвращающий попадание холодной воды на стенки корпуса КД (рис. 10.8).
Электронагреватели КД используются также для создания первоначального давления в первом контуре при пуске реакторной установки в работу.
Полный объем КД для реактора ВВЭР-1000 составляет 79 м3, из них водой при номинальной нагрузке заполнено 55 м3. Мощность всех электронагревателей (пусковых, регулировочных, резервных) составляет 2520 кВт.

Вопросы безопасности АЭС

Радиационная безопасность работы АЭС определяется надежностью работы реакторной установки. Вопросы безопасности АЭС должны рассматриваться уже при выборе конструкционных и реакторных материалов, при проектировании, а также при выборе места строительства АЭС, при изготовлении, монтаже и наладке оборудования, при эксплуатации АЭС.
Для этих целей должны проводиться мероприятия организационного и технического плана. К мероприятиям технического плана относятся: высокое качество изготовления оборудования; разработка систем неразрушающего непрерывного и периодического контроля работы оборудования; доступность для осмотра и заменяемость оборудования; разработка страхующих и защитных систем, предотвращающих аварии либо уменьшающих их развитие.
К организационным мероприятиям относятся: рассмотрение вопросов и систем безопасности на всех этапах создания АЭС от проектирования до ремонта оборудования; нормирование всех мероприятий по надежности и безопасности; стандартизация оборудования; строгий, независимый от отдельных ведомств контроль за соблюдением всех мер по безопасности АЭС.
Основным в вопросах ядерной безопасности является исключение возможности облучения обслуживающего персонала и распространения радиоактивности за пределы станции. Предусматриваются четыре категории устройств и мероприятий, обеспечивающих безопасную работу АЭС: устройства нормальной эксплуатации, защитные устройства, системы аварийного охлаждения реактора, локализующие устройства.
Устройства нормальной эксплуатации обеспечивают безопасную работу оборудования и обслуживающего персонала станции. Системы аварийного  охлаждения и локализующие устройства обеспечивают целостность тепловыделяющих элементов реактора, нераспространение радиоактивности за пределы станции при любых аварийных ситуациях.
Существуют три барьера, препятствующих распространению радиоактивности за пределы АЭС. Это — оболочка тепловыделяющего элемента, контур циркуляции теплоносителя, система локализации аварии.
При рассмотрении вопросов безопасности могут быть два подхода: статистический, на основе сбора и анализа информации аварийных ситуаций и предельно-возможный аварийный случай — максимально возможная проектная авария (МПА). Статистический подход в настоящее время затруднен и поэтому при проектировании систем безопасности исходят из возможности МПА. В качестве МПА для ВВЭР. принимается мгновенный разрыв главного циркуляционного трубопровода с двухсторонним истечением жидкости, а для РБМК — разрыв всасывающего или напорного и раздаточных коллекторов.



 
« АСУ ТП энергоблока 500 МВт Рефтинской ГРЭС   АЭС с ВВЭР »
электрические сети