содержание   ..  1  2  3  4  5  6  7  8  9  10    ..

ГЛАВА 1

ОПИСАНИЕ ПРИНЦИПИАЛЬНЫХ СХЕМ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

1.1.

Схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР

На современных АЭС с ВВЭР приняты двухконтурные схемы с генерацией насыщенного или слабоперегретого пара, с сепарацией и промежуточным перегревом пара перед турбиной. Уровень давления генерируемого в парогенераторе пара обусловливается допустимым нагревом теплоносителя в реакторе и составляет 6— 7 МПа.

Первый контур установки предназначен для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и передачи его во второй контур в парогенератор. В состав первого контура кроме реактора и парогенератора входят главный циркуляционный насос (ГЦН) и обслуживающие системы: компенсации давления, подпитки и очистки контура, аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), газовых сду-вок, организованных протечек и дренажа спецводоочистки.

Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.

В состав главного циркуляционного контура установки ВВЭР-1000 (рис. 1.1) входят реактор ВВЭР-1000 и четыре циркуляционные петли, состоящие из парогенератора ПГВ-1000, ГЦН, двух главных запорных задвижек Ду 850 (* В серийных реакторных установках ВВЭР-1000 задвижки не применяются.) и главных циркуляционных трубопроводов Ду 850, соединяющих оборудование петли с реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора тепловой мощностью 3000 МВт отводится теплоносителем с температурой 322 °С. Расход воды через реактор 15 800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор.

Система компенсации давления теплоносителя— автономная система ядерного реактора, подключаемая к контуру теплоносителя с целью выравнивания колебаний давления в

контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения [24]. В атомных энергетических установках применяются следующие системы компенсации: паровая с электронагревателями, паровая с генерацией пара твэлами, газовая, парогазовая. Типовая система компенсации давления в установках с реакторами ВВЭР включает паровой компенсатор давления, барботер, импульсно-предохранительные устройства и трубопроводы с арматурой. Компенсатор давления подключается к реактору трубопроводами без запорной арматуры.

Давление в компенсаторе создается паровой «подушкой» за счет кипения теплоносителя, нагреваемого электронагревателями, размещенными под свободным уровнем. В переходных режимах при колебаниях средней температуры теплоносителя, связанных с изменением нагрузки или нарушениями в работе оборудования реакторной установки, в первом контуре меняется давление. При этом часть теплоносителя перетекает из компенсатора в контур или из контура в компенсатор по соединительным трубопроводам.

Ограничение отклонения давления от номинального значения достигается сжатием или расширением паровой «подушки» в верхней части компенсатора. При значительном росте давления открывают регулирующий клапан и подают воду по трубопроводу из «холодной» части контура в сопла, расположенные в верхней части компенсатора. В зависимости от параметров переходного процесса
(величины и скорости изменения давления) регулирующий клапан увеличивает подачу «холодной» воды, прекращая или замедляя рост давления в первом контуре. При дальнейшем росте давления (из-за отказа системы или ее недостаточной эффективности) защита реактора от превышения давления обеспечивается срабатыванием импульсно-предохранительных устройств, из которых пар отводится в бак-барботер и конденсируется.

Рис. 1.1. Принципиальная схема первого контура установки ВВЭР-1000:
1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — емкость САОЗ; 4 — компенсатор давления; 5 — барботер; 6 — гцн
 

Система подпитки первого контура обеспечивает подачу подпиточной воды в главный циркуляционный контур для поддержания заданного уровня теплоносителя в компенсаторе давления. Она возвращает воду, отбираемую из контура на очистку, осуществляет заполнение первого контура водой, обеспечивает поддержание давления в первом контуре в аварийных ситуациях, связанных с падением давления (разрыв трубопроводов, обесточивание станции и т. д.), компенсирует расход организованных протечек из контура, а также малых аварийных.

Система очистки теплоносителя — «совокупность устройств ядерного реактора, предназначенная для поддержания водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях ограничения наращивания активности долгоживущих изотопов, примесей, исключения возможности образования пробок от окислов и других химических соединений, возникающих и переносимых в теплоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопередачи» [24]. Несмотря на применение в первом контуре коррозионно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в теплоноситель переходят продукты коррозии, которую удается регулировать соответствующим подбором водно-химического режима. Применение борного регулирования интенсифицирует процесс коррозии. Источником примесей в первом контуре является также вода первичного заполнения и подпиточная вода, содержащие определенное количество солей, а также случайные загрязнения, попадающие в контур в процессе монтажа и ремонта.

Система очистки, как правило, включает: циркуляционный бес-сальниковый центробежный насос производительностью 10— 14 кг/с и напором 1,2—1,5 МПа, теплообменник-холодильник ионообменных фильтров, катионитовый и анионитовый фильтры, трубопроводы и арматуру. Вода отбирается на очистку с напора и циркуляционным насосом системы подается в теплообменник, обеспечивающий нормальную работу фильтров. Охлажденная вода поступает последовательно на катионитовый, а затем на анионитовый фильтры и возвращается в реактор.

Система аварийного охлаждения активной зо-н ы предназначается для обеспечения безопасного снятия остаточных тепловыделений с реактора при авариях, связанных с разрывом трубопроводов первого и второго контуров установки.

Основными критериями обеспечения аварийного расхолаживания являются: исключение плавления оболочек твэлов при разрывах трубопроводов первого контура, включая мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода; создание и

поддержание подкритичности активной зоны реактора; обеспечение послеаварийного расхолаживания реактора. .

Типовая система аварийного охлаждения активной зоны состоит из двух узлов: пассивного и активного. Пассивный узел предназначается для первоначального быстрого залива активной зоны водой с добавкой борной кислоты при разрыве трубопровода первого контура, который приводит к быстрому падению давления и обезвоживанию активной зоны. В него входят емкости САОЗ, соединенные трубопроводами с корпусом реактора. Одна половина из них сообщается с выходом активной зоны, другая—с входом в активную зону. На каждом трубопроводе от емкости к реактору устанавливаются две нормально открытые быстрозапорные задвижки, исключающие попадание азота из емкости в реактор при срабатывании системы, и два обратных клапана, отсекающих емкости САОЗ от реактора в процессе нормальной эксплуатации.

Активный узел САОЗ состоит из двух независимых контуров: аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора. Контур аварийного расхолаживания реактора предназначен для оагхола-живания реактора после отработки пассивного узла САОЗ. Кроме того, этот контур используется для планового расхолаживания реактора по схеме: реактор-^теплообменник расхолаживания->на-сос->реактор. Контур аварийного расхолаживания включает насосы и теплообменники аварийного расхолаживания, трубопроводы и арматуру. Всас насосов соответствующей перекладкой арматуры может подключаться к трем точкам: к баку аварийного запаса раствора бора, к приямку реакторного помещения и к «горячему» трубопроводу неотключаемой от реактора части контура. В аварийном режиме контур осуществляет подачу воды в реактор над и под активную зону из бака аварийного запаса раствора бора, а после опустошения бака переходит на работу по схеме: реактор-> ->приямок реакторного помещения-мгеплообменник расхолаживания—>насос—>реактор.

Контур аварийного впрыска бора предназначен для создания и поддержания подкритичности активной зоны, а также подпитки при аварийном расхолаживании. А в его состав входят насосы аварийного впрыска бора, бак запаса концентрированного раствора бора, трубопроводы и арматура.

содержание   ..  1  2  3  4  5  6  7  8  9  10    ..