1Синопсис основного оборудования базового объекта 14
 Скачать 0.62 Mb.
|
Синопсис основного оборудования базового объектаК главному техническому парку атомной электрической станции относится: ядерный реактор, парогенераторная установка, паровые турбины цикла, трансформаторы и генераторы. Для устройств, созданных в России свойственно соответствие следующим показателям: напряжению, мощности, производительности пара, параметрам рабочего тела, параметрам теплоносителя и т.д. Процесс верификации пригодности устройств может остановиться на типовых агрегатах, в случаи соответствия выбранных устройств реальной тепловой схеме атомной электростанции. Назначение реакторной установки — это осуществления процесса выработки энергии теплового ресурса на базе цепной реакции ядерного деления, при котором происходить производство энергии. ВВЭР-ы относятся к реакторным установкам корпусного типа, гетерогенными, процесс производства тепла сформирован на основе тепловых нейтронов с водой под давлением. Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд, где находится рабочие конструкции внутрикорпусные и устройства активной зоны. Подвергнуть рассмотрению реакторную установку типа В-491, оборудованную водо–водяным корпусным энергетическим ядерным реактором ВВЭР–1200 с водой под давлением, основная функция данного элемента производство и транспортировка сухого насыщенного пара до установки турбогенератора, там осуществляется процесс изменения тепловая энергия пара в электрическую энергию. Энергетический реактор ВВЭР-1200 определен для: трансформация в топливе энергии процесса деления ядер в тепловую форму энергии и переходом энергии к среде теплоносителя первого контура; установка устойчивого уровня процесса цепной ядерной реакции в контролируемой и стабильной форме в рамках уровня тепловой энергии от 0 до 3200 МВт; с целью достижения восьми тысяч четырех сот часов работы за год на номинальном уровне мощности. Конструкция реактора реализует: качественную и защищенную эксплуатацию при следовании регламентирующим документам по стандартизации качества воды первого контура и при следовании требованиям, предъявляемым к проектному составу и числу режимов; качественную и защищенную эксплуатацию во время наклона здания реактора до 0,0005 и в случаи подземных толчков интенсивностью до уровня или равной уровню проектного землетрясения; качественное и защищенное прекращение функционирования на рабочем режиме, расхолаживание и выгрузку топлива при влиянии вибраций и смещений на здания станции при падении самолета на конструкцию реактора или от подземных толчков интенсивностью до максимального уровня проектного землетрясения; качественной и защищенной выход из проектной мощности установки, расхолаживание и выгрузку топлива при наклоне сооружения реактора до 0,003, присутствие которого реализуемо как последние необычных происшествий, таких как падение самолета, предельное прогнозируемое землетрясение, воздушная ударная волна; невозможность перехода за критичность при загрузке и перегрузке топлива, а также невозможность вторичного перехода за критичность при проектных пришествиях. Реактор предполагающей форму в виде вертикального цилиндрического сосуда с эллиптическим днищем и эллиптической крышкой. Для области поверхности корпуса реактора, находящейся в верхней половине корпуса свойственно местоположения патрубка, предназначающиеся для цели осуществления циркуляции теплоносителя, систематизированные в два ряда, кроме этого, там расположены патрубки, предназначающиеся цели подвода теплоносителя в случаи аварийных происшествий. Устройство реактора состоит из элементов: устройство прижимное; корпус реактора; образцы-свидетели; шахта внутрикорпусная; кольцо упорное; кольцо опорное; выгородка; привод СУЗ ШЭМ-3; блок защитных труб; блок электроразводок; активная зона; детали уплотнения главного разъема реактора; сборка внутриреакторных детекторов; блок верхний. Вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем корпуса реактора воплощает в жизнь функцию вырабатывания внутри корпуса герметичного объема, где предполагают размещение устройств функционирующие внутри корпуса и тепловыделяющие сборки. Корпус реактора сформировывается из показанных далее элементов: обечайки активной зоны; эллиптического днища; двух обечаек зоны патрубков; фланца; опорной обечайки. Согласно установкам документа НП-001-15 «Общим положениям обеспечения безопасности атомных станций» для перечня структур обеспечения стабильного функционирования станции, к самим конструкциям атомных электрических станций первого класса безопасности должен быть отнесён корпус реактора. Согласно установкам документа ПНАЭ Г-7-008-89 «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» шифр корпуса реактора обозначен как 1Н и систематизируется с группой А. Согласно НП-031-01 «Нормами проектирования сейсмостойких атомных станций» корпус реактора должен соответствовать первой категории сейсмостойкости, это требование должно строго соблюдаться при его постройке. Назначение активная зона в генерировании тепловой энергии и передачи ее теплоносителю. Деления ядер урана при захвате тепловых нейтронов есть основа процесса реализации производство тепловой энергии, для нужд потребителя, в активной зоне самого реактора. Вода является замедлителем нейтронов для процесса производства тепловой энергий. Для реактора ВВЭР-1200 характерно размещение 163 ТВС в активной зоне. Все 163 ТВС имеют однотипное структурное исполнение, но разную степень обогащению топлива. В каждой ТВС устанавливаются 121 ПС СУЗ и 54 СВРД по распределению картограммы активной зоны. Конструкционное назначение ТВС это производство тепла и перенос его с ТВЭЛ и ТВЭГ к теплоносителю на весь период проектной эксплуатации с подержанием рабочего состояния ТВЭЛ. Элементами ТВС являются: хвостовик; головка; каркас; пучок ТВЭЛ и ТВЭГ; Функциональная задача СУЗ: предотвращение и сдерживание ксеноновых колебаний; реализация стремительной остановки ядерной реакции в активной зоне; равномерное распределение поля энерговыделения по объему активной зоны; стабилизация и закрепление значения мощности на определённом уровне и возможность корректирования её значения по разным уровням значений мощности. Элементами ПС СУЗ являются 18 поглощающих элементов (ПЭЛ). ТВС включает в свою конструкцию пучок цилиндрических ТВЭЛ-ов и концевые детали, выполняющие функцию удержания ТВС внутри реактора и реализации транспортно-технологических мероприятий с ТВС. Процесс перемещение ПС СУЗ в направляющих каналах ТВС осуществляет управление мощностью активной зоны и аварийной защитой реактора. Конструкция ПС СУЗ является пучком цилиндрических ПЭЛ, включающих вбирающий материал и зафиксированных по средствам располагающейся на захватной головке персональной подвески. Захватная головка позволяет получит требуемый уровень сцепления ПС СУЗ со штангой привода СУЗ и с устройствами, обеспечивающими транспортирующих функцию. ОР СУЗ является конструкцией, где осуществлено сцепление ПС СУЗ со штанговым приводом СУЗ. Реализация функционирования реакторной установки для участка отрицательных коэффициентов реактивности определённого по температуре теплоносителя. С целью стабилизации по радиусу всей активной зоны реактор установки поля производящего энерговыделения. Минимизация коэффициента размножения для первичного этапа периода процесса выгорания топлива. Для решения этих задач в ТВС применяются топливные элементы с уран-гадолиниевым топливом. Для решения задач интегрированного выгорающего поглотителя был выбран и применяется гадолиний в виде оксида гадолиния имеющий особенность в виде естественного содержания изотопов. Степень заполнения объёма выгорающим поглотителем в топливном элементе определяется по показателю способности поглотителя целиком выгорать в течение периода времени одной загрузки реактора. Реактор производит и переносит нагретой среде переносящий тепловую энергию первого контура, формируемую как результат постепенной выработки ресурса топливной загрузки тепловыделяющая сборка, в область активной зоне реакторной установки, в период реализации процедуры реализации и дальнейшего устойчивого функционирования цепной ядерной реакции процесса деления тепловыми нейтронами ядер топлива 235U. Как итог функционирования и дальнейшего устойчивого функционирования цепной ядерной реакции деления ядер 235U совершается по средствам, приведенным далее шагам: образуются свободные быстрые нейтроны как итог автономного процесса деления ядер топлива и спонтанно протекающего распада элементов деления в активной зоне реакторной установки; затем реализуется взаимосвязанное функционирование с замедлителем свободные быстрые нейтроны, передают долю их энергии замедлителю, замедляются и становятся медленными, тепловыми нейтронами; медленные и тепловые нейтроны, имея способность делить ядра 235U, вступают в контакт с ядерным топливом и реализовывают процесс цепной реакции деления; как итог процесса цепной ядерной реакции деления появляются свежие свободные быстрые нейтроны, которые в свою очередь, замедлившись до тепловых, продолжают протекание дальнейшего процесса делении ядер топлива; далее весь цикл повторяется. В качестве объёма среды, применяемой в реакторе как средство для замедления быстрых нейтронов формируемых в результате функционирование реакторной установки и в качестве среды переносящей тепло в первом контуре, дающей возможность осуществить взаимодействие и поглощение тепла с поверхности оболочки Тепловыделяющего элемента, где располагаются элементы ядерного топлива активной зоны реакторной установки, далее замедлитель совершает переход тепловой энергии через область взаимодействия с рабочем телом второго контура, объём среды является раствором борной кислоты в химически обессоленной воде. По средствам четырёх главных циркуляционных насосов (ГЦН) теплоноситель первого контура принудительно входить в реактор по средствам четырёх входных патрубка. Далее он оказывается в кольцевом зазоре, сформированной внутренней плоскостью корпуса реактора и наружной плоскостью шахты под разделительным кольцом корпуса реактора. После этого теплоноситель переход в нижнею часть конструкции и перемечается дальше через зазор, сформированный на стыке днища шахты и днища корпуса реактора, в дальнейшем он попадает в активную зону проходя последовательно через отверстия перфорированного днища шахты и перфорацию в опорных трубах, затем через хвостовики ТВС. Попав в активную зону, он начинает процесс восходящего перемещения и омывает тепловыделяющие элементы ТВС. Во временной период нахождения теплоносителя в ТВС, он воспринимает тепло создаваемое в ТВЭЛ-ах как итог цепной реакции деления ядерного топлива, и повышает свою температуру. Покидает теплоносителя данный процесс посредствам отверстия в перфорированной нижней плите БЗТ в межтрубное пространство БЗТ, после этого, он посредствам перфорации в обечайках БЗТ и посредством шахты реактора над разделительным кольцом корпуса реактора и покидает реактор посредствам четырёх выходные патрубка корпуса. Посредствам повышением или понижения темпов делений ядер топлива тепловыми нейтронами производится управление мощностью реакторной установкой и его останов осуществляется путем манипуляции с объёмом материалов в активной зоне реактора, производящих вбирание тепловых нейтронов. Данный процесс осуществляется посредствам двух самостоятельных систем с двумя различными методами воздействия: система регулирования, основанная на механических решениях (СУЗ) распоряжающаяся мощность реакторной установки с помощью функционирования в цикле перемещения вверх-вниз органов СУЗ в тепловыделяющей сборки топливной загрузки активной зоне реакторной установки. По средствам данного принципа осуществляется коррекция мощности и останов реактора, сравнительно на большой скорости; система “жидкостного” регулирования осуществляет контроль мощности реактора посредствам коррекции объёмного содержания борной кислоты в теплоносителе первого контура осуществив добавление из устройств хранения, так называемого “чистого” конденсата или конкретного раствора борной кислоты. По средствам применения данного принципа осуществляется последовательное корректировка мощности и останов реактора. Во время функционирования реактора по средствам сборок внутриреакторных детекторов производится наблюдения за температурой характеристикой теплоносителя для участков на входе и выхода ТВС и после распространения энерговыделения по объёму активной зоны. Для особых вариантов развития событий, по средствам изменения положения органов регулирования системы управления и защиты и корректирования содержания борной кислоты в теплоносителе осуществляется управлением энерговыделением и объединённых с данным показателем показателей в приемлемых рабочих пределах. Применение принципа аварийной защиты реализует переход реактора в подкритический режим начиная с всех возможных уровней мощности для всех вариантов начального регламентного нахождения ОР СУЗ и стабилизирует подкритичность в случаи произвольной аварийной ситуации, где главной элемент возрастание реактивности. Выход из строя органов регулирования системы управления и защиты по сигналам аварийной защиты, осуществляемый за временной период равный четырём секундам, позволяет осуществить соблюдение нормативного требования о реализации отрицательной реактивности, при соответствии приемлемому уровню позволяющему не допустить вероятное нанесения вреда ТВЭЛ-ам превышающего допустимые пределы. Система борного регулирования впоследствии останова реактора возвращает в рабочее состояние значения реактивности, взаимосвязанное с распадом ксенона и расхолаживанием теплоносителя к уровню показателя холодного статута объекта, кроме этого, создаёт необходимый уровень подкритичности во время перегрузки топлива, не опускающуюся ниже 2,0 % не включая в процентах включенных в область активную зону поглощающих стержней системы управления и защиты. Следует выделить процесс перегрузки тепловыделяющей сборки в реакторной установке. Начинается перегрузка с процесса изъятия из реакторной установки выработавших свой ресурс тепловыделяющих сборок. Изменения положения, находящихся в реакторной установке, в некоторой степени выработавших тепловыделяющих сборок. Установка в реакторной установке новых тепловыделяющих сборок. Процесс перегрузки тепловыделяющей сборки осуществляется единожды за год под слоем раствора борной кислоты. Для этих задач реактору надлежит прекратить процесс функционирования, расхолаживается к уровню значения температуры, не превышающей 60С, а также разуплотнен. С корпуса реакторной установки убирается верхний блок. Заполнение объёма корпуса реакторной установки химобессоленной водной средой, так же бетонной шахты над реактором и заполнение бассейна выдержки, там необходимо получить концентрацию борной кислоты начиная со значения 16 г/кг и поднимая его до значения, требуемого для извлечения из объёма внутрикорпусных устройств и перегрузки тепловыделяющие сборки. Для создание и подержания требуемого уровня радиационной защиты во время их транспортировке после выемки внутрикорпусных устройств из запущенно и подготовлено для выгрузки реактора и последующей их транспортировке в шахты ревизии. Согласно требованиям подъема-опускания, пространственному ограничениям возможного передвижения штанги машины перегрузочной, по регулированиям скоростей передвижения производятся транспортно-технологические процедуры с топливом осуществляется в границах реакторного объёма и бассейна выдержки посредствам перегрузочной машины, имеющей в своей конструкции телевизионную аппаратуру и блокировками. Эксплуатация реактор осуществляется с созданием и подержанием в рабочем состоянии, вовремя осуществления технического обслуживания, ремонта, проверки и проведения осмотра металла. Остановки реактора на перегрузку топлива необходимо проводить одновременно с решением задач по техническим работам и наладочных работ на внутрикорпусных устройствах. Требованиями эксплуатационных инструкций, формируемыми на базе проектно-конструкторской документации, технологического регламента эксплуатации, нормативно-технической документации, регламента эксплуатации, определяются принципы эксплуатации реактора. Для всех заложенных режимах функционирования реакторной установки должны быть присущи принципы полной работоспособности и исполнять свои функции. Так как необходимо реализовывать требуемый минимум запаса по подъему из объёма среды внутрикорпусных устройств и тепловыделяющей сборки. Включение в процесс функционирования от одного до трёх главных циркуляционных насосных агрегатов должно позволят реализовать процедуру подъема температуры теплоносителя до значения 200 °С, добавление в работу четвертого главного циркуляционного насосного агрегата производится за переходом значения температуры теплоносителя 200 °С. Таблица 1 – Технические характеристики реактора
Продолжение таблицы 1 – Технические характеристики реактора
Главный циркуляционный насосный агрегат требуется с целью реализации циркуляции теплоносителя в первом контуре и отвода тепла от аварийной защиты реактора. В случаях аварийных ситуаций с обесточиванием, главный циркуляционный насосный агрегат должен позволят производить постепенный выход на порядок естественной циркуляции теплоносителя на выбеге из аварийных ситуаций. Главный циркуляционный насосный агрегат классифицируется как устройство нормальной эксплуатации согласно классификации по категориям безопасности. Главный циркуляционный насосный агрегат получил следующие технологические связи со последующими системами: система охлаждения помещений электродвигателей; система смазки электродвигателя; система контроля протечек из оборудования 1-го контура; система подпитки и борного регулирования; система промконтура потребителей реакторного отделения; система сдувок оборудования здания реактора; система дренажа оборудования здания реактора; система подачи обессоленной воды; система промконтура охлаждения ответственных потребителей; система подачи масла в маслобаки ГЦНА. Согласно категориям сейсмостойкости НП-31-01 главный циркуляционный насосный агрегат причисляется к 1 категории. Согласно ПНАЭ Г‑01‑011‑97 обозначение деталей главного циркуляционного насосного агрегата, такие как, 2Н описывает электродвигатель, а также маховик, 1Н описывает расположенные в области, находящиеся под действием внутреннего давления и шпильки крепежа разъемов. Согласно ПНАЭ Г-7-008-89 главный циркуляционный насосный агрегат причисляется к группе А. Главный циркуляционный насосный агрегат требуется в режиме нормальной эксплуатации для разогрева реакторной установки, вводе её в эксплуатацию, при эксплуатации с ограниченным числом циркуляционных петель, при самой работе реакторной установки, во время вывода реакторной установки из состояния перегрузку. Главный порядок функционирования – продолжительное параллельное функционирование четырех главный циркуляционный насосный агрегат в контуре в период номинальных параметров теплоносителя. Возможна продолжительное функционирование как элемента первого контура в случаи выхода их режима эксплуатации одного или нескольких функционирующих главных циркуляционных насосных агрегатов. Тогда главный циркуляционный насосный агрегат должен позволят достигнуть стабильного функционирования как элемента первого контура при проектных параметрах теплоносителя в следующих случаях. Падение затрат теплоносителя при возникновении интервалов работы электропитания на секциях собственных нужд на отрезок времени начальных 30 секунд, при этом оставаясь выше показателей затрат теплоносителя на выбеге главного циркуляционного насосного агрегата. Для случаев полного обесточивании блока АЭС при номинальных параметрах первого контура без подачи запирающей и охлаждающей воды обеспечить подержание уровня протечки из первого контура ниже 50 л/ч для периода времени длинной в 72 часа. Соблюдение значений допустимого уровня амплитуда вибрации для элементов стыковки сферического корпуса насоса с трубопроводом первого контура. Возможность произведения пуска прямым включением в сеть на горячей и холодной воде, не исключая возможность пуска при функционировании других насосов. Главный циркуляционный насосный агрегат должен обеспечивать на номинальной частоте вращения среднеквадратичное значение пульсации на выходе из насоса в рабочем режиме функционирования. Допустимый резерв до кавитации для всех обстановок применения нормальных условий эксплуатации реакторной установки. Невозможность попадания радиоактивного теплоносителя в объём под герметичной оболочки через уплотнение вала насоса, а также стабильную работу без серьёзных деформаций с нарушение работы для происшествия с прерывания до 30 мин в подаче запирающей воды. Оптимальное функционирование для диапазона подач от 20000 до 27000 м3/ч для вариантов включения стандартных обстановок применения, срывов стандартных обстановок применения и при условиях «малой течи». Функционирование вовремя отклонениях от частоты в сети электроснабжения. Прерывания процесса функционирования одного или нескольких функционирующих насосов. |