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
 

Конструкторская часть

Описание реакторной установки

Судовая (корабельная) реакторная установка (РУ) - комплекс оборудования и систем, предназначенный для преобразования энергии деления ядра в тепловую, обеспечивающую получение механической энергии для движения судна (корабля) и электроэнергии.

Принципиальная схема судовой реакторной установки

В состав судовой, как и всех других РУ, входят системы и элементы, обеспечивающие совместно с системами ЯЭУ и судна нормальную эксплуатацию РУ и ее безопасность.

К важным для безопасности системам и элементам нормальной эксплуатации (СНЭВБ) относятся:

первый контур, т.е. комплекс оборудования, включая сам реактор, и трубопроводов, предназначенный для обеспечения циркуляции воды, отводящей тепло от активной зоны реактора и передающей его в парогенераторах теплоносителю второго контура ЯЭУ;

трубопроводы второго контура ЯЭУ, подводящие питательную воду в ПГ и отводящие из него пар;

оборудование и трубопроводы третьего контура ЯЭУ, обеспечивающие циркуляцию воды, отводящей тепло от ряда элементов РУ и передающей его за пределами РУ теплоносителю четвертого контура ЯЭУ - забортной воде.

биологическая защита, необходимая для снижения до допустимых уровней воздействия ионизирующих излучений на экипаж, технические средства судна и окружающую среду.

Первый контур (рис. 3.1.1) включает основной контур циркуляции теплоносителя, систему компенсации давления, систему очистки теплоносителя и расхолаживания реактора.

Принципиальная схема реакторной установки КЛТ-40

Рис. 3.1.1 Принципиальная схема реакторной установки КЛТ-40:

1 – приводы органов управления и защиты реактора; 2 – реактор; 3 – парогенератор; 4 – насосы подачи жидкого поглотителя нейтронов; 5 – проливочные насосы; 6 – предохранительное устройство; 7, 8 – водяные емкости; 9 – емкость с раствором жидкого поглотителя нейтронов; 10 – барботажная цистерна; 11 – электропитательный насос; 12 – технологический конденсатор; 13 – предохранительные мембраны; 14 – трубопроводы второго контура; 15 – цистерна; 16 – холодильник фильтра с рекуператором; 17 – насос расхолаживания; 18 – фильтр теплоносителя первого контура; 19 – распылитель охлаждающей воды в защитной оболочке; 20 – гидробаллоны системы аварийного охлаждения реактора; 21 – ресиверные баллоны; 22 – насосы подачи воды внутрь защитной оболочки; 23 – водяная емкость; 24 – клапаны системы затопления защитной оболочки; 25 – насосы конденсатно-питательной системы паротурбинной установки; 26 – водяная цистерна; 27 – насос возврата теплоносителя первого контура; 28 – защитная оболочка РУ; 29 – металловодная защита реактора; 30 – компенсатор давления; 31, 32 – предохранительные устройства; 33 – циркуляционный насос первого контура; 34 – датчик системы управления и защиты реактора

Основной контур образуют реактор 2, четыре парогенератора 3, четыре двухскоростных циркуляционных насоса первого контура (ЦНПК) 33, объединенных в парогенерирующий блок с помощью коротких патрубков. Циркуляция теплоносителя может осуществляться тремя способами: при работе ЦНПК на большой и малой скоростях, при работе насоса расхолаживания (ЦНР) 17, а также за счет естественной конвекции при расхолаживании реактора.

Система компенсации давления теплоносителя - газовая, в нее входят параллельно соединенные сосуды компенсатора давления (КД) 30 и подключенные к ним ресиверные баллоны 21.

Система очистки теплоносителя и расхолаживания реактора состоит из фильтра 18, холодильника фильтра с рекуператором 16, насоса расхолаживания. Контур системы очистки замкнут.

Трубопроводы второго контура 14 подводятся к каждому парогенератору.

Вода третьего контура ЯЭУ подается на охлаждение стоек приводов СУЗ реактора, ЦНПК, ЦНР, в холодильник фильтра и бак металловодной защиты (МВЗ) 29.

Отвод остаточных тепловыделений в реакторе, т.е. его расхолаживание, в нормальных условиях и при ремонтах установки может производиться по двум независимым каналам через ПГ водой второго контура ЯЭУ и через холодильник фильтра водой третьего контура.

В первом случае используются либо штатная конденсатно-питательная система паротурбинной установки (ПТУ), либо две специальные петли расхолаживания, каждая из которых имеет в своем составе электропитательный насос 11 и технологический конденсатор 12. Для данной РУ, размещаемой на надводном судне, предусмотрена также возможность подачи воды в ПГ сжатым газом из цистерны 15 и сброса образующегося пара в атмосферу.

Во втором случае передача за борт тепла от воды первого контура, прокачиваемой через реактор или ЦНПК, или ЦНР, или подключаемым к контуру насосом ремонтного расхолаживания, осуществляется с помощью системы третьего контура.

К системам безопасности (СБ) относятся:

Система управления и защиты (СУЗ), являющаяся, как правило, составной частью системы управления ЯЭУ, осуществляющей автоматическое и дистанционное управление энергоустановкой, ее централизованный контроль и диагностику, регулирование и защиту. СУЗ принимает и формирует сигналы аварийной защиты (АЗ), реализует алгоритмы АЗ, обеспечивающие экстренное снижение мощности, предупредительную защиту и аварийную остановку реактора, а также поддержание его в подкритическом состоянии. По функциям СНЭВБ система управления и защиты совместно со смежными системами осуществляет дистанционный и автоматический пуски реактора, его разогрев, контроль и поддержание требуемых параметров при работе, остановку реактора. В СУЗ входят первичные датчики 34, контролирующие изменения плотности потока нейтронов и размещаемые обычно вокруг корпуса реактора, комплекс аппаратуры, расположенный вне помещения РУ, рабочие органы изменения реактивности (внутри реактора) - поглощающие стержни, компенсирующие группы - с их приводами 1, установленными на крышке реактора. Дополнительным, не относящимся к СУЗ, средством остановки реактора является жидкий поглотитель нейтронов (например, растворенная в воде кадмиевая соль), ввод которого в теплоноситель первого контура осуществляется при необходимости из емкости 9 с помощью высоконапорных насосов 4;

Система аварийного охлаждения реактора, назначение которой - предотвратить осушение активной зоны и разрушение одного из барьеров безопасности - оболочек тепловыделяющих элементов - при проектной аварии с разгерметизацией трубопровода первого контура максимального сечения. Подача воды в реактор осуществляется либо высоконапорными проливочными насосами 5, либо из гидробаллонов 20 с последующим переходом на подачу насосами 25 конденсатно-питательной системы ПТУ. В обоих вариантах заполнение реактора, как правило, обеспечивается по двум независимым веткам. На случай длительной проливки возможен возврат в реактор насосом 27 сливаемого в реакторное помещение теплоносителя первого контура.

Система защиты первого контура от переопрессовки, которая должна удержать в допустимых пределах давление теплоносителя в случае прекращения отвода тепла от активной зоны. Один из вариантов исполнения - последовательно установленные автоматическое предохранительное устройство (например, в виде разрывного элемента с ослабленным сечением) 32 и предохранительный клапан 31 между реактором и сбросной, размещаемой в цистерне 26, емкостью. Сходной по назначению и устройству является и защитная система предотвращения переопрессовки ПГ. Ее срабатывание возможно при эксплуатации РУ с отключенной по второму контуру трубной системой одного из ПГ, имеющей микронеплотность.

Локализующая система - защитная оболочка (ЗО) 28 совместно с окружающими ее конструкциями судна, внутри которой располагаются все системы и оборудование РУ, содержащие радиоактивные вещества. Удержание их в предусмотренных проектом границах в случае аварии и является назначением защитной оболочки. На АПЛ функции защитной оболочки могут выполнять корпус и переборки реакторного отсека (РО). Локализующая система рассчитывается на внутреннее давление, обусловленное аварийным выбросом теплоносителя первого контура.

Защитная система снижения аварийного давления в защитной оболочке, предназначенная для удержания в допустимых пределах давления парогазовой смеси внутри нее. В системе используется либо барботажная цистерна 10, либо устройство 19 для впрыска и распыления в ЗО охлаждающей воды, либо то и другое одновременно. Вода в устройство подается из емкости 23 насосами 22. Для перепуска при аварии парогазовой смеси в цистерну 10 предусматриваются специальные каналы с предохранительными мембранами 13.

Система затопления защитной оболочки, заполняющая ее забортной водой для сохранения целостности оболочки и охлаждения остановленного реактора в случае затопления судна. В систему входят клапаны 24, открывающие проход забортной воды внутрь защитной оболочки при погружении судна на определенную глубину. После выравнивания давлений внутри и снаружи защитной оболочки клапаны закрываются, оболочка вновь становится плотной.

Атомная энергетика