Котельные установки и Атомные электростанции

      АЭС с реакторами на быстрых нейтронах  имеют трёхмерную схему: в первом контуре теплоносителем является радиоактивный натрий (или калий), во втором – нерадиоактивная натрий (или калий), в третьем – нерадиоактивная вода, нагреваемая в парогенераторе теплом нерадиоактивного натрия второго контура. Нерадиоактивный насыщенный пар третьего контура поступает в паровую турбину . КПД АЭС с реакторами на быстрых нейтронах составляет около 35%.

 
 
 
 
 

       1 контур 2 контур

     3

           К

 
 

           ЭГ Рис.3

     2 4

 

     1 К-р

 

           ГЦН 1                                                                                                       Принципиальная тепловая схема

     ГЦН1,ГЦН2 -

     Главные циркуляционные

     Насосы  первого и                                                     АЭС. 1-металлический корпус 

     Второго контуров ГЦН 2реактора; 2-активная зона;

     3-вода; 4-парогенератор.

     

     На  схеме обозначены:

1. Ядерный реактор с первичной биологической защитой.
2. Вторичная биологическая защита.
3. Турбина.
4. Генератор.
5. Конденсатор.
6. Циркуляционные насосы.
7. Регенеративный теплообменник.
8. Резервуар с водой.
9. Парогенератор.
10. Промежуточный теплообменник.

      Т – повышающий трансформатор.

      ТСН – трансформатор собственных нужд.

      РУ  ВН – распределительное устройство высокого напряжения (110 кВ и выше).

      РУ  СН – распределительное устройство собственных нужд.

      I; II; III– контуры АЭС.

      В реактор 1 загружается ядерное топливо, например – U²³⁸. Ядерный реактор служит для нагрева теплоносителя и представляет из себя, в принципе, котёл.

      Биологическая защита 2 выполняет функции изолятора реактора от окружающего пространства для того, чтобы в него не проникли мощные потоки нейтронов, альфа-, бета-, гамма- лучи и осколки деления. Биологическая защита предназначена для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала.

      Турбина 3 предназначена для преобразования энергии пара в механическую энергию вращения ротора электрического генератора. Генератор 4 вырабатывает электрическую энергию, которая поступает на повышающий трансформатор Т, где преобразуется до необходимых величин для дальнейшей передачи в линии электропередач. Часть энергии также передаётся на ТСН – понижающий трансформатор собственных нужд.

      Отработанный  в турбине пар поступает в  конденсатор. Конденсатор 5 служит для охлаждения пара, который, конденсируясь, затем подаётся циркуляционным насосом 6 через регенеративный обменник 7 в парогенератор 9. В регенеративном обменнике вода охлаждается до исходной величины.

      Разогретый  в реакторе теплоноситель первого  контура (Na) отдаёт тепло в промежуточном теплообменнике 10 теплоносителю второго контура (Na). А тот, в свою очередь, отдаёт тепло рабочему телу(H₂O) в парогенераторе.

      Циркуляционные  насосы служат для движения теплоносителя  в контурах схемы, а также для  подачи охлаждающей воды в конденсатор  из резервуара 8.

      Таким образом, принципиально АЭС отличаются от ТЭС только тем, что рабочее тело на них получает тепло в парогенераторе при сжигании ядерного топлива в ядерном реакторе, а не органического топлива в котлах, как это имеет место на ТЭС.

      Многоконтурная  схема АЭС обеспечивает радиационную безопасность и создаёт удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора и свойств теплоносителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.

Теплообменники  АЭС.

      Теплообменник атомных электростанций имеют специфические конструктивные особенности и значительно большие удельные тепловые нагрузки по сравнению с теплообменниками обычных электростанций. Уменьшение габаритов теплообменников реакторной установки позволяет уменьшить размеры и вес биологической защиты, а следовательно, и капиталовложения  в строительство АЭС.

      Теплообменники, по которым протекает радиоактивная  и коррозирующая среда, выполняются  из сравнительно дорогой нержавеющей  стали. В целях экономии этой стали поверхности нагрева, трубные доски и корпуса теплообменников стремятся выполнять с минимальными толщинами, не допуская излишних запасов прочности, но обеспечивая необходимую надёжность длительной их работы.

      Парогенераторная  установка состоит из горизонтальных парогенераторов насыщенного пара давлением 32атм  и температурой 231ºС.

      Вода  из реактора с температурой 275ºС подаётся в вертикальный коллектор диаметром 750 мм из которого распределяется по пакетам трубок, далее поступает к циркулярному насосу контура охлаждения.

      Трубные пакеты погружены в водяной объём  второго контура, заполняющая межтрубное пространство вода, испаряется, полученный пар проходит через паросепарирующие  устройства и далее поступает в сборный паропровод к турбине.

      Поверхность нагрева парогенератора 1290 м². Она состоит из двух коридорных пакетов по 975 трубок диаметром 21 мм с толщиной стенок 1,5мм. Шаг трубок в пакете 36 мм. В трубном пакете имеется 5 вертикальных коридоров, улучшающих естественную циркуляцию.

Турбомашины АЭС.

      На  действующих, строящих и проектируемых  атомных электростанциях применяются конденсационные паровые турбины.

      На  АЭС с высокотемпературными реакторами применяются специальные типы турбин, работающих на насыщенном или слабо перегретом паре.

      В корпусе турбины есть специальные  выточки для улавливания капельной  влаги . Сепараторы капельной влаги могут выполняться центробежными и инерционными. Проходя по каналам  двухходового винта в потоке пара, капли влаги центробежными силами отбрасываются на стенки корпуса и стекают к дренажному отверстию.

      При повороте потока пара на 180º, при входе во внутреннею трубу сепаратора также развивается центробежная сила, отбрасывающая капли влаги вниз.

      В сепараторах инерционного типа отделение  капельной влаги от потока происходит при  ударе потока о решётку полос.

Вспомогательное оборудование.

      Вспомогательное оборудование АЭС  газодувки, насосы, арматура, измерительные приборы имеют специфические особенности, которые должны обеспечивать  более высокую надежность обеспечивающие более длительный срок работы без профилактики. Обеспечивающие исключение утечки радиоактивного газа. Повышенную стойкость к коррозии. Насосы безсальниковой конструкции, должны обеспечивать высокую герметичность.

     Вся арматура выполняется с сильфонным уплотнением штока.

      Вся измерительная аппаратура имеет так же свои конструктивные особенности, обеспечивающие более высокую точность и надёжность.

Компоновка  оборудования АЭС.

     Основные  требования к компоновке оборудования:

      1.Простота  технологической схемы обеспечивающая  прямые и короткие трубопроводы, магистрали водяные и газовые. Трассы кабелей

      2.Удобство  и простота обслуживания, удобный  доступ ко всем агрегатам.

      3.Хорошее  освещение.

      4. Компактное расположение агрегатов

      5. Вентиляция обеспечивающая быстрое  и захватывающие все объёмы  здания.

      6. Повышенная жёсткость фундамента.

      7. Должны быть предусмотрены транспортные  передвижные устройства, обеспечивающие  дезактивацию помещений своим  оборудованием и приспособлениями.   

Вопросы техники безопасности на АЭС.

      Вопросам  техники безопасности на АЭС отводится крайне большое внимание. Безопасность персонала АЭС и населения прилегающих к её территории районов обеспечивается системой мероприятий, предусматриваемых проектирование АЭС и выборе площадки для её строительства. Максимальная допустимая радиоактивность воды и степень загрязнения водоёмов регламентируются «Санитарными правилами перевозки, хранения, учёта и работы с радиоактивными веществами», утверждёнными Главным санинспектором России.

      Этими правилами установлены временные  пределы допустимых уровней излучения.

      Система биологической безопасности и дозиметрического контроля АЭС, принятая для АЭС АН России строго контролируется вышестоящими органами.

      Основными источниками радиоактивных загрязнений  на АЭС являются вода контура охлаждения реактора и азот, заполняющий графитовую кладку.

      Активность  выбрасываемого воздуха в атмосферу  определяется активностью аргона.

      Жестко  проверяется на допустимые дозы активности вода с её долгоживущими сухими остатками натрия, марганца, кальция и другими составляющими

      Радиоактивный воздух из надреактного пространства разбавляется в общей вентиляционной системе, пока активность не упадёт до допустимой нормы.

      Выбрасываемая радиоактивная вода проходит обработку  в специальном цехе, подвергаясь  выдержке, разбавлению и очистке  примесей включая выпаривание.

      Сбрасываемая  вода первого контура имеет малую  активность и содержит короткоживущие изотопы. Она подвергается выдержке и разбавлению. Время выдержки составляет 10-15суток. За этот период радиоактивность снижается до допустимой нормы питьевой воды и спускается в канализацию. В частности в здании АЭС АН России имеется 28 вентиляционных систем вентиляции  воздуха из одного помещения в другое.

      Особое  внимание уделено пространству над  реактором, откуда радиоактивный газ может проникать  в реакторный зал. Воздух между кожухом реактора и водяной защитой не вентилируется, так он является высоко радиоактивным и выброс его в атмосферу через трубу не допустим, во избежания загрязнения окружающей среды.  

      Имеется система дозиметрического контроля как стационарная, так и индивидуальная. Кроме этого, постоянно ведётся забор воздуха из различных помещений с проверкой его на радиоактивность в отдельных лабораториях дозиметрического контроля. Весь работающий персонал имеет карманные фотокассеты и карманные дозиметры.

      При ремонте и обслуживании оборудования, вводится регламентируемое время работы персонала. При работе используются: пневмокостюмы, противогазы, перчатки, очки и другие средства индивидуальной защиты.

      Производится  предварительная дезактивация оборудования и мест намечаемых работ.

      Для избежания выноса радиоактивности  на спецодежде организуются спецсанпосты.

      При выходе из зоны радиоактивности, персонал снимает защитную спецодежду,  принимает душ и переодевается в чистую одежду.

      Использованная одежда отдаётся в специальную прачечную или уничтожается.

      Нарушения правил дозиметрического контроля может  привести к непоправимым последствиям.

      Мировая история эксплуатации АЭС  знает  много примеров, которые имели  место в странах Канады, США. Франции, Англии. Югославии. Свежи ещё события Чернобыльской аварии.   Все случаи приводившее к тем или сложным, а зачастую и тяжёлым последствием были причиной определённых не доработок, подчас халатности или игнорирования правил эксплуатации АЭС.