Принципиальная схема аэс с ввэр

Принципиальная схема аэс с ввэр
Принципиальная схема аэс с ввэр
Принципиальная схема аэс с ввэр

Конструкция реактора БН-600

Конструкция реактора на быстрых нейтронах БН-600

1-Шахта; 2-Корпус; 3-Главный циркуляционный насос 1 контура; 4-Электродвигатель насоса; 5-Большая поворотная пробка; 6-Радиационная защита; 7-Теплообменник "натрий-натрий"; 8-Центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9-Активная зона.

Ядерный реактор БН-600 выполнен с "интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами - для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки тепловыделяющих сборок(ТВС). Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпуса реактора; он образует системой радиальных ребер три сливные камеры для натрия, выходящего из теплообменников. Использование ядерной энергии для мирных целей началось гораздо позже, а энергию термического синтеза для мирных целей не удается приспособить до сих пор.

На опорном поясе смонтировано все внутрикорпусное оборудование напорная камера с ТВС активной зоны, зоны воспроизводства и внутреннего хранилища ТВС, первичная радиационная защита, промежуточные теплообменники, главные циркуляционные насосы первого контура. Нагрузка от массы реактора через опорное кольцо передается на катковые опоры, которые опираются на фундаментную плиту. В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотной пробок, эксцентрических друг относительно друга; на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, в которой расположены исполнительные механизмы систем: управления и защиты, перегрузки ТВС, внутриреакторного контроля. Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. Конструкционный материал реактора - нержавеющая сталь марки Х18Н9 В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС, контроля активной зоны. Для компенсации температурных удлинений насосов первого контура и промежуточных теплообменников относительно корпуса реактора использованы компенсаторы приваренные к горловине корпуса реактора Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса. Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами "под ключ" 96 мм. Тепловыделяющая сборка состоит из твэлов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. В хвостовике ТВС и в напорном коллекторе выполнены дроссельные устройства, обеспечивающие требуемое распределение расхода теплоносителя через ТВС, в соответствии с тепловыделением в них. Твэлы соединены между собой элементами крепления и ограждены чехлом, связывающим в единое целое все части ТВС. Твэлы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смеси окиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси"отвального" урана. Твэлы зоны воспроизводства заполнены брикетами из "отвального" урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Первый контур включает в себя три параллельные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса и двух промежуточных теплообменников.Натрий от насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по ТВС активной зоны и зоны воспроизводства а также подается на охлаждение корпуса реактора внутреннего хранилища и первичной радиационной защиты. Нагретый до 550С в активной зоне реактора натрий поступает через кольцевой зазор радиационной защиты в промежуточные теплообменники каждой петли, где подогревает натрий второго контура до 520 ?С и охладившись возвращается на вход насосов. История ядерной индустрии – это, прежде всего, история создания атомного и термоядерного оружия.

Реактор на быстрых нейтронах БН 600 Первый контур Теплообменник промежуточный "натрий-натрий"

Главный циркуляционный насос первого контура - центробежный погружного типа, с нижним гидростатическим подшипником работающим на натрии и с плавным регулированием числа оборотов вала электроприводом (по схеме асинхронно-вентильного каскада). Рабочее колесо насоса - двухстороннего всасывания. Дефект массы и энергия связи ядра Исследования показывают, что атомные ядра являются устойчивыми образованиями. Это означает, что в ядре между нуклонами существует определенная связь. Массу ядер очень точно можно определить с помощью масс-спектрометров — измерительных приборов, разделяющих с помощью электрических и магнитных полей пучки заряженных частиц (обычно ионов) с разными удельными зарядами Q/m.

Для произведения ремонта насоса конструкция предусматривает возможность извлечения его выемной части из бака и замены без разгерметизации газовой полости реактора. Промежуточный теплообменник "натрий-натрий' - вертикальный кожухотрубный с коаксиальным подводом и отводом теплоносителя второго контура противоточный. Электричество и электромагнетизм Курс лекций по физике Высокорадиоактивный натрий первого контура проходит в межтрубном пространстве теплообменника сверху вниз; нерадиоактивный натрий второго контура поступает в теплообменник по центральной трубе в нижнюю камеру и затем движется внутри трубок противоточно натрию первого контура. Для исключения возможности протечек радиоактивного натрия первого контура, в случае течи внутри теплообменника, натрий второго контура находится под большим давлением, чем натрий первого контура.

Второй контур включает в себя также три параллельные петли. Главным циркуляционным насосом второго контура каждой петли натрий подается в промежуточный теплообменник, где нагревается за счет тепла первого контура до 520 градусов С и направляетсяв парогенератор, в котором генерирует и перегревает пар третьего контура. Для поддержания натрия в расплавленном состоянии при остановке блока предусмотрена разветвленная система электрообогрева всех трубопроводов и образования второго контура с устройствами контроля и автоматического регулирования температуры. Главный циркуляционный насос второго контура - центробежный, вертикальный с нижним гидростатическим подшипником. Рабочее колесо - одностороннего всасывания.

Третий контур включает в себя три петли. В состав каждой петли входит конденсационная паровая турбина К-210-130 номинальной мощностью 210 МВт со стандартной тепловой схемой. Теплоноситель- вода и пар. Ядерный реактор БН-600 выполнен с "интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

Машинный зал энергоблока БН-600

Машинный зал энергоблока БН-600

Система управления и защиты (СУЗ) реактора обеспечивает измерение уровня и скорости изменения нейтронной мощности во всех диапазонах работы реактора, дистанционный контролируемый вывод реактора на заданный уровень мощности и устойчивое автоматическое поддерживание мощности на заданном уровне, автоматическое надежное прекращение цепной реакции деления при возникновении аварийного состояния в реакторе или других системах, компенсацию изменения реактивности реактора. СУЗ включает в себя 27 органов управления реактивностью, в том числе 19 стержней компенсации изменения реактивности, 2 стержня автоматического регулирования, 6 стержней аварийной защиты.

Система перегрузки топлива обеспечивает загрузку свежих ТВС и элементов СУЗ в реактор, выгрузку ТВС и элементов СУЗ из реактора, перестановку и разворот ТВС в реакторе. Комплекс механизмов и устройств системы перегрузки топлива включает в себя поворотные пробки, механизмы перегрузки, систему наведения элеваторы транспортировки ТВС и элементов СУЗ, механизм передачи сборок барабан свежих и барабан отработавших сборок, устройства управления комплексом механизмов перегрузки. Циркуляция натрия в реакторе организуется следующим образом. Натрий от главных циркуляционных насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по составным частям активной зоны и боковой зоны воспроизводства, а также подается на охлаждение корпуса реактора, внутриреакторного хранилища и первичной радиационной защиты. Нагретый до 550?С в активной зоне реактора натрий поступает в промежуточные теплообменники каждой петли где подогревает натрий второго контура до 520?С и, охладившись, возвращается на всас главных циркуляционных насосов.

Система очистки натрия предназначена для очистки натрия от растворимых и нерастворимых примесей и индикации содержания этих примесей. Очистка осуществляется с применением холодных фильтров-ловушек.

Система пожаротушения натрия Помещения, где возможно истечение и возгорание натрия, оборудованы системами, предусматривающими следующие способы тушения натрия: порошковым составом; в специальных поддонах с гидрорастворами; сливом натрия в аварийные емкости с самотушением натрия в них; самотушителями в относительно герметичных помещениях без подачи азота; подачей азота в помещения с натриевым оборудованием.

Выдача электрической мощности в энергосистему осуществляется через три блочных повышающих трансформатора 1575/242 кВ мощностью 250 МВА каждый и далее через типовое открытое распределительное устройство 220 кВ, выполненное с двумя основными и одной обходной системой шин.

Открытое распредустройство 220 кВ БН 600

Открытое распредустройство 220 кВ

Важнейшие потребители электроэнергии систем безопасности имеют резервное питание от систем с автономными надежными источникоми - автоматически запускаемыми дизель-генераторами и аккумуляторными батареями.

Реактор БН 600 Аккумуляторные батареи

Аккумуляторные батареи обеспечивают надежное электропитание систем управления и защиты.

ТВС и твэлы активной зоны

ТВС и твэлы активной зоны ТВС и твэлы зоны воспроизводства реактор БН-600 1. Оболочка твэла реактор БН-600 2. Блочки "отвального" урана 3. Втулки обогощенного урана 4. Дистанционирующая проволока 5. Головка ТВС 6. Сборка твэлов 7. Хвостовик ТВС 1. Оболочка твэла 2. Ребро 3. Блочки "отвального" урана 4. Хвостовик ТВС 5. Сборка твэлов 6. Головка ТВС

Используя три эмпирических открытия: деление урана-235 под действием нейтронов, превышение числа нейтронов, образовавшимися в результате деления, над затраченными, и наличие запаздывающих нейтронов, Э.Ферми 2.12.1942 г. осуществил первую самоподдерживающуюся цепную реакцию на сконструированном им котле в Чикаго

Проектирование энергоблока с реактором БН-600 производилось исходя из условия, чтобы радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводило к превышению установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также исходя из условия ограничения этого воздействия при запроектных авариях.

Общий подход, который лежит в основе технологии безопасности энергоблока с реактором БН600, заключался в применении принципа глубоко эшелонированной защиты в виде системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и реализации системы технических и организационных мер по защите и сохранению эффективности этих барьеров. Как и во всех типах реакторов на энергоблоке с реактором БН-600 в качестве первого, второго и третьего барьеров рассматриваются матрица топлива, герметичная и прочная оболочка твэл и корпус реактора Отличительной особенностью в условиях работы корпуса реактора является отсутствие каких-либо значительных повреждающих факторов он не подвергается действию высокого давления, коррозионного воздействия и большого облучения нейтронами Четвертым барьером является страховочный корпус реактора, страховочные кожухи вспомогательных трубопроводов 1 контура и герметичные помещения 1 контура.

Основными решениями обеспечения защиты и сохранения эффективности барьеров являлись:
  • выбор благоприятной площадки с невысокой сейсмичностью в соответствии с требованиями нормативных документов;
  • использование и развитие внутренне присущих реактору на быстрых нейтронах свойств безопасности и его самозащиты за счет пассивных средств, отрицательных во всех режимах эффектов реактивности, низкой избыточной реактивности, отсутствия локальных критичностей, способности СУЗ обеспечивать приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии во всех режимах, простоты в управлении реактором, интегральной компоновки реактора, высокой тепловой инерции 1 и 2 контуров и осуществимости режимов естественной циркуляции теплоносителя в них;
  • обеспечение требуемого качества систем, важных для безопасности, на всех этапах жизненного цикла энергоблока;
  • применение систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, независимости, единичного отказа;
  • применение средств диагностирования дефектов оборудования и отклонений режима их работы от нормального.

Основными принципами обеспечения безопасности в ходе эксплуатации энергоблока N 3 с реактором БН-600 являются:

  • эксплуатация энергоблока в соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованным эксплуатационным регламентам и инструкциям;
  • поддержание в исправном состоянии систем и оборудования, важных для безопасности, путем проведения на них планово-предупредительных ремонтов, технического обслуживания и замены выработавшего ресурс оборудования;
  • организация эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля;
  • разработка организационно-технических мероприятий, направленных на предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий - в запроектные, а также направленных на ограничение и ликвидацию аварий, защиту локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях;
  • разработка плана мероприятий по защите персонала и плана мероприятий по защите населения в случае возникновения запроектных аварий;
  • подготовка эксплуатационного персонала для действий в нормальных и аварийных условиях, поддержание его квалификации и дисциплины на должном уровне, формирование у персонала культуры безопасности, когда для каждого работника станции обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью при выполнении работ, влияющих на безопасность. Признавая за персоналом право на ошибку, администрация станции устанавливает такой контроль за проведением таких работ, который может считаться избыточным с точки зрения производственной деятельности обычных предприятий.
  • Пересмотр Технического обоснования безопасности БН-600 в соответствии с современными нормативными документами, разработка Программы обеспечения качества, получение Лицензии на эксплуатацию БН-600 с соответствующими Условиями и целого пакета других лицензий, регламентирующих виды деятельности - все это составляющие безопасной эксплуатации Белоярской АЭС.

Опыт эксплуатации энергоблока

Сначала эксплуатации на энергоблоке БН-600 выработано более 69 млрд кВт.ч электроэнергии. При этом интегральный коэффициент использования календарного времени составил 77%, а интегральный коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) 69%. При проектном КИУМ 80% максимальное его значение 83% было достигнуто в 1992 году. Энергоблок БН-600 по показателям работы, которые учитывает Всемирная Ассоциация Операторов АЭС (ВАО АЭС), входит в первую половину лучших АС мира.

Опыт эксплуатации энергоблока БН 600

Эксплуатация энергоблока БН-600, в основном, подтвердила правильность принятых проектных решений. Вместе с тем, для повышения безопасности, надежности и эффективности работы оборудования был выполнен ряд реконструктивных работ.

Прежде всего была существенно повышена надежность ядерного топлива. Проектная активная зона, состоявшая из тепловыделяющих сборок с обогащением по U235 21% и 33%, эксплуатировалась с 1980 по 1986гг. Максимальное выгорание топлива, которое удалось в ней достигнуть, составило 7% тяжелых атомов [т.а.). В течение следующих двух лет был осуществлен переход на активную зону с тремя вариантами обогащения (17%, 21% и 26% по U235) для снижения удельных тепловых нагрузок на твэл Максимальное выгорание топлива было повышено до 8,3% т.а. Следующая модернизация была осуществлена в течение 1991-1993гг. Основу ее составило применение наиболее радиационностойких и хорошо освоенных промышленностью конструкционных материалов. После этого удалось достичь выгорания топлива 10% т.а. Эта активная зона аттестована в качестве штатной. В настоящее время проводятся работы по увеличению выгорания более 11 % т.а.

Реактор БН 600

Бойлеры модернизированной теплофикационной установки

За время эксплуатации накоплен большой опыт обращения с натриевым теплоносителем, использование которого потребовало решения двух сложных задач свести к минимуму вероятность течи натрия из контуров циркуляции и межконтурных течей в парогенераторах, обеспечить эффективное действие систем пожаротушения натрия в случае, если его утечка все же возникла Секционно-модульная конструкция парогенераторов показала большую эксплуатационную устойчивость при возникновении межконтурных течей. Такая конструкция позволяет при возникновении течи "вода-натрий" в любом из модулей вывести его из работы отключением секции и продолжать работу парогенератора без снижения мощности блока. Опыт работы подтвердил правильность принятой концепции парогенератора при имевших место 13 течах "вода-натрий" поте-. ря выработки электроэнергии составила всего 0,3%. Важным явилось повышение ресурса испарительных модулей с 50 до 105 тыс. часов, что позволило перейти к однократной их замене в период с 1991 по 1997 годы, вместо планировавшихся за весь срок службы энергоблока трех раз. Повышение ресурса обосновано результатами широкой программы исследований состояния испарителей и обеспечено ужесточением водно-химического режима, снижением против расчетного числа переходных и аварийных режимов, проведением периодических химических промывок.

Главные циркуляционные насосы 1 контура в целом характеризует успешная работа. В начальный период имели повреждения муфты сцепления валов, что приводило к неплановым отключением петель. Повреждения вызывались совпадениями резонансных частот валов с частотами крутильных колебаний. После определения причин и отстройки частот вращения насосов от резонансов повреждения прекратились. В дальнейшем проведены модернизация валов и переход на нерегулируемый режим работы насоса при базовой нагрузке энергоблока, что полностью устранило причины повреждения насосов. Основными результатами работ по повышению надежности насосов явилось увеличение ресурса основных узлов насосов, в том числе ресурса рабочего колеса до 50 тыс. часов. На энергоблоке БН-600 проектом была предусмотрена теплофикационная установка мощностью, достаточной только для обеспечения объектов промплощадки. В результате проведенной реконструкции мощность ТФУ увеличена с 70 до 230 Гкал/час, и с 1988 года теплоснабжение города обеспечивается от энергоблока БН-600, что дает большую экономию мазута на котельных.

В процессе эксплуатации на энергоблоке БН-600 был выполнен ряд мероприятий по повышению надежности оборудования, безопасности установки, а также НИОКР, в том числе наиболее значимые:

  • внедрение секторной системы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих сборок;
  • освоение химпромывки испарительных модулей парогенератора по штатной схеме с использованием питательных насосов;
  • освоение режима пуска энергоблока без использования пара котельной;
  • реконструкция дреножей парогенераторов и трубопроводов 3 контура;
  • модернизация систем пожаротушения.

В процессе эксплуатации энергоблока должный уровень технической безопасности поддерживается постоянным проведением профилактических мер, к которым в первую очередь относятся периодическое техническое освидетельствование оборудования и трубопроводов, контроль металла, совершенствование режимов эксплуатации, проверка работоспособности систем и оборудования, важных для безопасности, замена выработавшего ресурс оборудования. Необходимо отметить освоение технологий замены внутриреакторного оборудования главных циркуляционных насосов 1 контура, механизмов перегрузки, элеваторов. Особую сложность представлял ремонт центральной поворотной колонны с ее подъемом, заменой подшипника шарового погона, очисткой от натрия, проведенный с применением специального скафандра.

Наконец, наиболее важным и сложным по технологии и требуемым средствам является комплекс работ по определению остаточного ресурса оборудования энергоблока. Проектный срок службы энергоблока установлен 30 лет и заканчивается в 2010 году. В настоящее время работа по продлению срока эксплуатации энергоблока свыше 30 лет является приоритетной.За 19-летний период эксплуатации энергоблока БН-600 была решена поставленная при его сооружении задача демонстрация длительной, эффективной и безопасной работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем

Балтийская (Калининградская) АЭС

Замороженная на стадии строительства атомная электростанция в Неманском районе Калининградской области. Балтийскую АЭС планировалось построить в 12 километрах к юго-востоку от города Неман, на территории Лунинского сельского поселения, в 2 километрах северо-западнее поселка Маломожайское. АЭС должна была состоять из двух энергоблоков общей мощностью 2388 MВт. Планировалось, что после её постройки Калининградская область из энергодефицитного региона превратится в экспортёра электроэнергии. Работы по проекту Балтийской АЭС продолжаются, и он будет реализован. Специалисты «Атомэнергосбыта» полагают, что благодаря Парижскому соглашению экспорт электроэнергии из РФ будет более выгодным, чем экспорт газа, а перед Балтийской АЭС в связи с этим открываются новые перспективы. По их оценкам, ценам на электричество в Польше при жестком экологическом регулировании грозит удвоение к 2030 году, и экспорт электроэнергии Балтийской АЭС сможет приносить в 2025–2030 годах 1,5 млрд евро ежегодно.

Билибинская АЭС

(Билибинская АТЭЦ) — атомная электростанция (точнее, атомная теплоэлектроцентраль), расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа.

Станция состоит из четырёх одинаковых энергоблоков общей электрической мощностью 48 МВт с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа). Станция вырабатывает как электрическую, так и тепловую энергию, которая поступает на теплоснабжение города Билибино.

Билибинская атомная электростанция — самая северная в России. В советские годы она обеспечивала относительно недорогой энергией местные предприятия и город Билибино. В бассейне реки Колыма расположился Билибинский район, входящий в состав Чукотского автономного округа. Согласно историческим хроникам, именно здесь произошла одна из первых встреч российских первопроходцев с чукчами. Долгое время эти земли оставались плохо исследованными, а самыми значимыми событиями в жизни региона были ярмарки, на которых коренное население выставляло свои товары, получая взамен российские.

Балаковская атомная станция

Балаковская АЭС расположена на левом берегу Саратовского водохранилища реки Волги в 10 км северо-восточнее г. Балаково Саратовской обл. и на расстоянии 900 км юго-восточнее г. Москвы.

В составе первой очереди АЭС эксплуатируются четыре энергоблока с модернизированными реакторами ВВЭР-1000 (модификация В-320), установленной электрической мощностью по 1000 МВт каждый. А также комплекс вспомогательных зданий и сооружений, необходимых для нормального функционирования энергоблоков АЭС, включая жилой фонд и объекты соцкультбыта.

Вторая очередь включает в себя два энергоблока с установленной электрической мощностью по 1000 МВт каждый, с соответствующим расширением вспомогательных объектов первой очереди. В декабре 1990 года строительство второй очереди было приостановлено в связи с необходимостью доработки проекта в части экологического обоснования безопасности и воздействия на окружающую среду и обоснования достаточности мер по обеспечению безопасности персонала АЭС и населения, проживающего в районе размещения АЭС, в случае запроектных аварий.

Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр Принципиальная схема аэс с ввэр

Лучшие статьи:



Как сделать свою модель админа в кс

Новые разработки для маникюра

Как из пенопласта сделать тарелку

Поздравления с днём рождения на годик девочки

Открытки с новосельем советские