АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, технологические схемы. реферат. Реферат по дисциплине Общая энергетика Вариант 21 аэс с реакторами на быстрых нейтронах, технологические схемы
 Скачать 124.45 Kb.
|
|
Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «УФИМСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ АВИАЦИОННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ» Кафедра «электромеханики» Реферат по дисциплине «Общая энергетика» Вариант №21 АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, технологические схемы
Уфа 2017 Введение В последнее время Министерством по атомной энергии Российской Федерации усиленно проталкиваются ядерные реакторы на быстрых нейтронах, которые как утверждает министерство являются самыми перспективными. В соответствии со стратегией развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года представленных Минатомом РФ в материалах к заседанию Правительства Российской Федерации (План заседания Правительства Российской Федерации и его Президиума на 2-й квартал 2000 года, 25 мая 2000 г., П. 2) указывается, что необходимо “…создание технологической базы для крупномасштабной атомной энергетики на быстрых реакторах естественной безопасности без ограничений по топливным ресурсам…”. Кроме этого, “…основное направление утилизации избыточного оружейного плутония, как и плутония из облучённого ядерного топлива, состоит в использовании смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов, которые составят основу будущей крупномасштабной атомной энергетики…”. Атомные электрические станции Атомные электрические станции (АЭС) могут быть конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), а также атомными станциями теплоснабжения (ACT) и атомными станциями промышленного теплоснабжения (ACПT). Атомные станции сооружаются по блочному принципу как в тепловой, так и в электрической части. Ядерные реакторы АЭС классифицируются по различным признакам. По уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). По виду замедлителя нейтронов реакторы бывают водными, тяжеловодными, графитовыми, а по виду теплоносителя - водными, тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими. Водоохлаждаемые реакторы классифицируются также по конструктивному исполнению: корпусные и канальные. С точки зрения организации ремонта оборудования наибольшее значение для АЭС имеет классификация по числу контуров. Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. Увеличение числа контуров связано с появлением дополнительных потерь в цикле и соответственно уменьшением КПД АЭС.В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС - отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 1).  Рис.1.Тепловая схема АЭС: а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 - турбина; 3- турбогенератор; 4- конденсационная установка; 5- конденсатный насос; б - система регенеративного подогрева питательной воды; 7 - питательный насос; 8 - парогенератор; 9 - циркуляционный насос контура реактора; 10 - циркуляционный насос промежуточного контура В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его ремонт. По одноконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и РБМК-1500. Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела - вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор - главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности - это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры. По двухконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. По трехкотурной схеме работают АЭС с реакторами типа БН-350 и БН-600.В настоящее время на АЭС в основном установлены энергоблоки мощностью 350 - 1500 МВт с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350 и БН-600. Основные характеристики реакторов приведены в табл. 1. Таблица 1. Основные характеристики реакторов АЭС
Атомные электростанции, где установлены реакторы: ВВЭР-440 - Ровенская и др.; ВВЭР-1000 - Запорожская, Балаковская, Нововоронежская, Калининская, Южно-Украинская и др.; РБМК-1000 - Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская и др.; РБМК-1500 - Игналинская; БН-350 - Шевченковская;БН-600 - Белоярская. Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) - реактор корпусного типа. Замедлитель и теплоноситель - вода под давлением. Рабочее тело на АЭС с реакторами ВВЭР - водяной пар. Реактор большой мощности кипящий (РБМК) -это канальный реактор, замедлителем в котором служит графит, а теплоносителем - вода и пароводяная смесь. У реакторов на быстрых нейтронах теплоносителем первого и второго контуров является натрий, тем самым исключается возможность контакта радиоактивного металла с водой.  Рис.2 Упрощенная технологическая схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором: 1 - парогенератор; 2 - главный циркуляционный насос (ГЦН); 3 - компенсатор объема; 4 - гидроаккумулятор системы аварийного охлаждения; 5 - реактор; 6 - установка спецводоочистки; 7 - насос нормальней подпитки и борного регулирования; 8 - теплообменник и насос охлаждения бассейна выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов); 9 - баки аварийного запаса борного раствора системы САОЗ нормальной и повышенной концентрации; 10 - теплообменник расхолаживания реактора; 11 - спринклерные насосы; 12 - насосы аварийного расхолаживания низкого и высокого давления; 13, 15 - аварийный и рабочий насосы подкачки борного концентрата; 14 - бак борного концентрата; 16 - паровая турбина; 17 - сепаратор-пароперегреватель; 18 - быстродействующие редукционные установки (БРУ) сброса пара; 19 - генератор; 20 - маслоохладитель; 21, 22 - газоохладитель и его насос; 23 - насос технической воды; 24 - циркуляционный насос турбины; 25 - конденсатор; 26, 28 - конденсатные насосы первой и второй ступеней; 27- конденсатоочистка; 29 - подогреватель низкого давления; 30 - питательный турбонасос; 31 - пескорезервный питательный электронасос; 32 - насос расхолаживания; 33 - деаэратор; 34 - подогреватель высокого давления; 35 - бак запаса питательной воды; 36 - аварийный питательный насос; 37 - насосы слива теплоносителя I контура На рис. 2 приведена принципиальная технологическая схема АЭС с ВВЭР. Тепловая энергия из активной зоны реактора 5 в парогенератор 1 переносится водой, циркулирующей под давлением, созданным ГЦН 2. Реактор ВВЭР-1000 имеет четыре главных циркуляционных контура (на рис. 2 условно показан один контур) и столько же ГЦН. Для поддержания определенного давления пара над уровнем воды в реакторном контуре установлен паровой компенсатор объема 3 с электронагревом, который обеспечивает испарение воды в компенсаторе объема. Безопасность АЭС обеспечивают системы нормальной эксплуатации, локализующие системы и система аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ). Локализующая система и САОЗ должны обеспечить нераспространение радиоактивности вне герметичных помещений АЭС при всех нормальных и аварийных режимах. Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми системами. Одна из таких систем состоит из баков аварийного запаса борного раствора 9, теплообменника расхолаживания 10, спринклерного насоса 11, насосов аварийного расхолаживания низкого и высокого давления 12. В случае разгерметизации реакторного контура и небольшой течи включаются насосы 12, подающие борированный раствор в контур. При максимальной проектной аварии (МПА) - разрыве главного циркуляцонного контура и падении давления в реакторе в объем над активной зоной и под нее подается вода из гидроаккумулирующих емкостей 4. Это должно предотвратить закипание воды в реакторе. Одновременно борированная вода подается в спринклерные установки и в реакторный контур. В струях воды спринклерной установки пар конденсируется и предотвращается повышение давления в герметичной оболочке. Стекающая в приямки вода охлаждается в теплообменниках 10 и вторично закачивается в контур и в спринклерные установки до полного охлаждения реактора. Подпитка первого контура при нормальном режиме осуществляется насосами 7 из деаэратора первого контура. При малых расходах борсодержащая вода подается насосами 13 и 15. Для охлаждения воды в бассейне перегрузки и выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов) имеется теплообменник и насос 8. Насосы 37 необходимы для обеспечения циркуляции охлаждающей жидкости через теплообменник и спецводоочистку. При помощи системы управления и защиты реактора (СУЗ) осуществляется пуск и останов реактора, вывод и автоматическое поддержание мощности и выравнивание полей энерговыделения по объему активной зоны. Управление и защита реактора осуществляются перемещением в активной зоне реактора поглотителей нейтронов при помощи органов управления. Технологическая схема второго нерадиоактивного контура АЭС во многом аналогична схеме КЭС. Конструктивно реакторное отделение с реактором ВВЭР-1000 состоит из герметичной части - оболочки и негерметичной - обстройки. В герметичной части расположено основное оборудование: реактор, парогенератор, ГЦН, компенсатор объема, главные циркуляционные трубопроводы, емкости САОЗ и др. Для обеспечения необходимой степени безопасности оборудование и коммуникации с радиоактивным теплоносителем высокого давления, который при разуплотнении контура дает выход радиоактивных осколков деления наружу, заключены в герметичную оболочку. Оболочка задерживает радиоактивные продукты аварии внутри помещения без ухудшения сверхдопустимого предела радиационной обстановки снаружи оболочки реактора. В основу компоновки энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 положен принцип модульной компоновки, т.е. в каждом энергоблоке предусмотрены все системы, обеспечивающие радиационную и ядерную безопасность энергоблока, а также аварийный останов, расхолаживание, отвод остаточных тепловыделений и комплекс послеаварийных мероприятий, независимо от режима работы остальных энергоблоков. Общестанционные системы, необходимые для обеспечения работы энергоблоков в режимах нормальной эксплуатации, выделены в отдельные сооружения АЭС. Герметичная часть имеет цилиндрическую форму и состоит из двух объемов - верхнего и нижнего, которые соединены по воздуху. Верхняя часть перекрыта сферическим куполом. В верхней части оболочки установлено оборудование реакторной установки, системы очистки теплоносителя первого контура, транспортно-технологическое оборудование и вентиляционные системы. Нижняя цилиндрическая часть оболочки соосна с верхним цилиндром и опирается на фундаментную плиту реакторного отделения. В этой части смонтированы вентиляционные камеры трубопроводов системы аварийного расхолаживания реактора, системы охлаждения шахты реактора и др. Негерметичная часть реакторного отделения в плане имеет форму квадрата, который охватывает окружность оболочки. В помещениях смонтированы блочные технологические системы, которые по выполняемому функциональному назначению технологических процессов должны располагаться в зоне строгого режима. Реакторное отделение является зоной строгого режима. В помещениях реакторного отделения возможно воздействие на персонал внешнего 0-„ и-, 7-излучений, загрязнение воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхности строительных конструкций и оборудования радионуклидами или радиоактивными веществами. На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 к помещениям зоны свободного режима относятся: машинный зал, где установлена турбина К-1030- 60/1500 или К-1000-60/1500 и турбогенератор ТВВ-1000-4УЗ, приточный 42 вентиляционный центр, блочные щиты управления и другое оборудование, т.е. помещения, в которых персонал не занят непосредственно на работах с источниками ионизирующих излучений. В зоне свободного режима практически исключается воздействие на персонал ионизирующего излучения. При оценке уровня радиации в помещениях АЭС основным фактором радиационного воздействия является поток ионизирующих излучений, проникающих за биологическую защиту, в основном поток 7-излучения. Во всех зонах АЭС системы вентиляции обеспечивают допустимые концентрации радиоактивных веществ во вдыхаемом воздухе. | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||