Атомная энергетика

Атомная энергетика
Описание атомной станции малой мощности
Описание реакторной установки
Параметры реакторной установки
Основные решения по конструкции активной зоны
Парогенератор обеспечивает выработку пара
Компенсатор давления
Описание систем реакторной установки
Системы аварийной остановки реактора
Система аварийного охлаждения активной зоны
Локализующие системы безопасности
Обеспечивающие системы безопасности
Технологическая схема сборки твэла
Ионизирующие излучения
Принцип работы атомных электрических станций
Надежность АЭС
Реакторы типа РБМК-1000
Реакторы типа ВВЭР
(водо-водяные энергетические реакторы)
Принцип работы теплоэлектрических
преобразователей
Характеристики
современных термоэлектропреобразователей
.
Проект второй очереди Нововоронежской АЭС
Повышение безопасности энергоблока №4 НВАЭС
Особенности ядерных реакторов
Основные этапы ядерного топливного цикла

Топливо ядерных реакторов

Парогенератор АЭС реактора БН-600.
Задача: найти расход теплоносителя,
тепловую мощность
Задача: рассчитать толщину стенок труб
теплопередающей поверхности
Задача: рассчитать геометрические
размеры парогенератора.
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ И ТИПЫ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Парогенератор.

Гидроэлектрические станции
 

 В настоящее время существует проблема децентрализованного энергоснабжения промышленных объектов на Крайнем Севере. В связи с невозможностью обеспечения данных районов сетями ЛЭП, стоит проблема использования там автономных источников электроэнергии.

 РНЦ КИ предложил использовать в качестве такого источника атомные станции малой мощности на базе плавучего энергетического блока с реакторной установкой КЛТ-40С. Сейчас это предложение существует в виде технического проекта. Предполагается строительство серии атомных станции малой мощности на базе плавучего энергетического блока на нескольких площадках. На каждой площадке атомная станция обеспечивает выдачу электрической энергии либо тепловой энергии.

 Описание атомной станции малой мощности

Описание атомной станции малой мощности

рис.1.1. Схема работы станции

      Атомная теплоэлектростанция состоит из плавучего энергетического блока, гидротехнических сооружений и береговой инфраструктуры.
      Плавучий энергетический блок предназначен для выработки электрической и тепловой энергии, и обеспечивает выдачу в береговые сети электроэнергии и теплофикационной воды. Гидротехнические сооружения предназначены для установки и раскрепления ПЭБ у берега. Техническая связь с берегом осуществляется через причальные сооружения. Имеется возможность подхода и швартовки к ПЭБ судов снабжения и обеспечения АСММ. Береговые сооружения и специальные устройства предназначены для передачи электроэнергии и тепла потребителям.

Таблица 1.1. Основные характеристики АСММ на базе ПЭБ с РУ КЛТ-40С

Наименование характеристики

Значение

1.

Установленная мощность:
Электрическая (на клеммах генератора), МВт
Тепловая, выдаваемая в систему теплоснабжения,


2x35
2x25

2.

Максимальная электрическая мощность (на клеммах генератора), МВт

2x38,5

3.

Максимальная тепловая мощность (с включенными ПВД и пиковыми подогревателями), Гкал/час

2x73

4.

Собственное электропотребление, МВт

4-6

5.

Собственное теплопотребление, МВт (тепл.)

~3,2

6.

Площадь береговой территории, га

1,5

7.

Площадь акватории, га

6,0

8.

Численность обслуживающего персонала (вахта), человек

58

9.

Период строительства, лет.
Первая площадка (без учета времени на лицензирование)
Последующие площадки


5
4

Плавучий энергетический блок

Плавучий энергетический блок

рис.1.2.

      Плавучий энергетический блок представляет собой гладкопалубное несамоходное судно стоечного типа.      

 Корпус ПЭБ цельносварной, имеющий ледовые подкрепления и специальные средства для буксировки и раскрепления. Основной корпус и силовые конструкции надстройки выполняются из стали, обладающей высоким сопротивлением разрушениям. Подводная часть корпуса защищена от коррозии электрохимической защитой и лакокрасочным покрытием.

 Реакторный отсек и отсек хранения отработавшего топлива защищены от внешних воздействий (столкновений, посадки на мель) конструктивной противоударной защитой. Конструктивная компоновка ПЭБ включает хранилища отработавших тепловыделяющих сборок (ОВТС), хранение ОВТС, жидких (ЖРО) и твердых (ТРО) радиоактивных отходов и собственный комплекс перегрузок реакторов обеспечивающий перегрузки без привлечения специальных технологических баз перезарядки в течение межремонтного периода. В проекте реализуются технические решения (создание защитной оболочки, защитного ограждения, автономная система вентиляции), исключающие выбросы радиоактивности в окружающую среду.
      ПЭБ состоит из двух основных функциональных модулей: жилого модуля, расположенного в кормовой части и энергетического модуля, расположенного в центральной и носовой части. Жизнедеятельность ПЭБ в целом обеспечиваются общесудовыми системами. Функционирование обоих модулей обеспечивается системой автоматического управления.

      Энергетический модуль предназначен для выработки электрической и тепловой энергии. В состав модуля входят две реакторные установки, две паротурбинных установки и электроэнергетическая система. В основу компоновки оборудования положен блочный принцип (1 реактор+1турбина +1 генератор).


1.3. Основные технические характеристики ПЭБ

Таблица 1.2 Основные характеристики ПЭБ

Наименование характеристики

Значение

1.

Тип

Несамоходное стоечное судно

2.

Класс Регистра России

КЕ *[2]А2

3.

Длина, м

175,0

4.

Ширина, м

30,0

5.

Высота борта, м

10,0

6.

Осадка, м

5,6

7.

Водоизмещение, т

21 000

8.

Количество кают для персонала, основных/запасных

64 (одноместных)/ 10

9.

Срок эксплуатации ПЭБ, не менее, лет

36 (3 экспл. цикла)

10.

Максимальное количество топливных загрузок за эксплутационный (межремонтный) цикл, шт.

4

11.

Продолжительность ремонта, с учетом буксировки лет

2

1.4. Эксплуатация станции


       Работы по перегрузке ядерного топлива и хранению отработавшего ядерного топлива выполняются на борту ПЭБ без привлечения специальных судов обслуживания. Также на борту ПЭБ хранятся образующиеся при эксплуатации радиоактивные отходы.
       Цикличность работы ПЭБ принята равной 12 годам.
       Плавучий энергоблок за срок эксплуатации отрабатывает три эксплуатационных цикла с двумя выводами на перегрузку и капитальный ремонт.
       Цикличная модель эксплуатации ПЭБ обеспечивается существующей инфраструктурой Государственного Российского Центра Атомного Судостроения.
       После отработки первого цикла ПЭБ буксируется на специализированное судоремонтное предприятие для проведения капитального ремонта, выгрузки топлива и отходов и докования корпуса.
       Проектный срок проведения капитальных ремонтов с учетом транспортировки ПЭБ составляет 2 года.
       На место выведенного на капитальный ремонт плавучего энергоблока устанавливается такой же энергоблок, который отрабатывает полный цикл - 12 лет.
       После отработки третьего эксплуатационного цикла ПЭБ выводится из эксплуатации, т.е. буксируется с места базирования на специализированное предприятие для демонтажа и разделки судовых ядерных объектов.

Эксплуатация серии АСММ обеспечивается строительством дополнительного плавучего энергоблока, предназначенного для замены первого плавучего энергоблока, отработавшего первый эксплуатационный цикл.
       После капитального ремонта первый плавучий энергоблок (ПЭБ 1) заменяет второй, выводимый в капитальный ремонт.

Эксплуатация станции

рис.1.3.

1.5. Постановка задачи данного проекта

Сейчас, на этапе проектирования, выявлены следующие недостатки базового варианта:

- необходимость трех перегрузок РУ за рабочий цикл (12 лет): через 3 года, через 6 лет и через 9 лет (остановка, разгерметизация, перегрузка выемного блока) (рис. 1.3)

- экономические проблемы связанные с перегрузками: низкий КИУМ

- проблемы, связанные с хранением отработанного топлива: опасность распространения ядерных материалов

- метало - керамическое топливо подлежит захоронению, т.к. нет промышленно освоенной технологии его переработки

РНЦ КИ была поставлена задача дипломного проектирования :

МОДЕРНИЗИРОВАТЬ АКТИВНУЮ ЗОНУ РУ С ЦЕЛЬЮ УСТРАНЕНИЯ ВЫШЕУКАЗАННЫХ НЕДОСТАТКОВ

Автором были предложены следующие меры по решению поставленной задачи:

ИСПОЛЬЗОВАТЬ В КАЧЕСТВЕ ТОПЛИВА ТАБЛЕТКИ ДИОКСИДА УРАНА

Повышение ураноемкости топлива, что увеличивает ресурс выработки топлива

Возможность переработки отработанного топлива, т.к. существуют технологии, освоенные промышленностью

УВЕЛИЧИТЬ ВЫСОТУ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Снижение объемного энерговыделения и среднего теплового потока с поверхности твэлов, что позволяет увеличить ресурс конструкционных материалов.

ПРИМЕНИТЬ КАССЕТНУЮ КОНСТРУКЦИЮ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВМЕСТО КАНАЛЬНОЙ КОНСТРУКЦИИ

В кассетной структуре АЗ стержни РО КГ и их направляющие трубки входят в состав ТВС и перегружаются вместе с ТВС. Тем самым снимается вопрос о ресурсе выемного блока.

В РЕЗУЛЬТАТЕ ПЕРЕГРУЗКУ РУ НУЖНО ПРОВОДИТЬ 1 РАЗ В 10-12 ЛЕТ НА ЗАВОДЕ – ИЗГОТОВИТЕЛЕ (рис.1.4.)

рис.1.4.

Атомная энергетика