Якубенко Технологические процессы производства тепловой 2013
.pdfМИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»
Волгодонский инженерно-технический институт
И. А. Якубенко, М. Э. Пинчук
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ ПРОИЗВОДСТВА ТЕПЛОВОЙ И ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ НА АЭС
Рекомендовано УМО «Ядерные физика итехнологии» в качестве учебного пособия
для студентов высших учебных заведений
Москва 2013
УДК 621.039.578(075.8) ББК31.47я7 Я49
Якубенко И.А., Пинчук М.Э. Технологические процессы производства тепловой и электрической энергии на АЭС: Учебное пособие. – М.: НИЯУ МИФИ, 2013. – 288 с.
Данное учебное пособие разработано на основе курса лекций по технологии производства тепловой и электрической энергии на АЭС преимущественно с реакторами типа ВВЭР, читающимся в России и за рубежом в течение ряда лет для отечественных и зарубежных специалистов, подготавливаемых для атомно-энергетической отрасли.
Представлено обоснованное сравнение различных вариантов источников производства больших количеств тепла и электрической энергии. Рассмотрены тепловые схемы, конфигурации, эффективность и надежность эксплуатации тепловых и атомных станций. В исторической хронологии даны генеральные планы наиболее характерных ТЭС, работающих на всех видах топлива, и всех типов АЭС. Подробно рассмотрены компоновки главных корпусов ТЭС и АЭС, описаны новые технические решения в планировке и технологии производства энергии на сооружающихся и перспективных АЭС. Дан анализ особенностей поэтажного размещения технологического оборудования в главном и специальном корпусах АЭС с ВВЭР-1000 и тщательное пояснение взаимосвязей этого оборудования применительно к унифицированной АЭС базисного проекта В-320. Приведены все проектные нововведения для новых поколений АЭС-2006 и АЭС с ВВЭР – ТОИ. Приведено теоретическое обоснование и подробные описания конструктивных решений, примененных в основных элементах ядерной паро-производительной и паротурбинной установок.
Пособие рассчитано на студентов старших курсов, соискателей и аспирантов, работников атомной энергетики, специализирующихся в области эксплуатации, монтажа, ремонта, наладки и модернизации ядерных энергогенерирующих установок на АЭС с реакторами типа ВВЭР.
Пособие подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.
Рецензенты: А. В. Чернов, доктор техн. наук, проф., проректор НИЯУ МИФИ; С.Б. Кравец, доктор техн. наук, проф., зав. лаб. ОАО ВНИИАМ
ISBN 978-5-7262-1766-6 |
♥ Национальный исследовательский |
|
ядерный университет «МИФИ», 2013 |
ОГЛАВЛЕНИЕ |
|
Предисловие .................................................................................................. |
5 |
Список использованных сокращений.......................................................... |
8 |
ГЛАВА 1. ОСНОВНЫЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ............................................... |
11 |
1.1. Типы тепловых и атомных станций .............................................. |
11 |
1.2. Обеспечение безопасности АЭС и ТЭС ....................................... |
14 |
1.3. Организации, осуществляющие надзор за безопасным |
|
ведением работ................................................................................. |
16 |
1.4. Характеристика барьеров безопасности на АЭС ......................... |
18 |
1.5. Основные нормативные документы по обеспечению |
|
безопасности работ на АЭС и ТЭС ............................................... |
20 |
1.6. Категории зданий, сооружений, оборудования и систем |
|
на АЭС и ТЭС ................................................................................. |
22 |
1.7. Системы нормальной эксплуатации. Системы безопасности |
|
и их классификация ........................................................................ |
23 |
1.8. Системы АЭС, важные для безопасности .................................... |
25 |
Контрольные вопросы ........................................................................... |
26 |
ГЛАВА 2. ГЕНЕРАЛЬНЫЕ ПЛАНЫ И КОМПОНОВКИ |
|
ТЭС И АЭС ............................................................................................ |
28 |
2.1. Основные здания и сооружения генплана любой |
|
ТЭС и АЭС....................................................................................... |
28 |
2.2. Компоновки главных корпусов ГРЭС и ТЭЦ .............................. |
36 |
2.3. Компоновка главных корпусов на АЭС с реакторами РБМК ..... |
44 |
2.4. Компоновка главных корпусов на АЭС с реакторами ВВЭР ..... |
48 |
2.5. Компоновка главных корпусов на АЭС с реакторами |
|
на быстрых нейтронах .................................................................... |
54 |
2.6. Единая система обозначений (кодирования) помещений, |
|
оборудования и систем ................................................................... |
58 |
Контрольные вопросы ........................................................................... |
61 |
ГЛАВА 3. РАЗМЕШЕНИЕ ОБОРУДОВАНИЯ НА АЭС |
|
С ВВЭР-1000 .......................................................................................... |
62 |
3.1. Особенности конструкции зданий главного и специального |
|
корпусов ........................................................................................... |
62 |
3.2. Трассировка физического барьера в РО между чистой зоной |
|
и зоной возможного загрязнения ................................................... |
63 |
3.3. Расположение оборудования в помещениях фундаментной |
|
части здания РО............................................................................... |
67 |
3.4. Расположение оборудования в обстройке и гермозоне |
|
здания РО ......................................................................................... |
76 |
3.5. План механизации работ в РО ....................................................... |
88 |
3
3.6. Расположение оборудования в ТО и ДЭ ....................................... |
90 |
3.7. План механизации работ в ТО и ДЭ ............................................. |
94 |
3.8. Расположение основного оборудования и механизация работ |
|
в специальном корпусе ................................................................... |
96 |
3.9. План помещений и механизация работ в блоке |
|
мастерских СК ................................................................................. |
99 |
3.10. Расположение оборудования и назначение помещений |
|
в ОВК .............................................................................................. |
107 |
Контрольные вопросы ......................................................................... |
108 |
ГЛАВА 4. ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ |
|
СИСТЕМЫ РЕАКТОРНОГО ОТДЕЛЕНИЯ АЭС С ВВЭР-1000 .... |
110 |
4.1. Ядерное топливо на АЭС с ВВЭР-1000 ...................................... |
110 |
4.2. Первый контур на АЭС с ВВЭР-1000 ......................................... |
118 |
4.3. Система компенсации объема первого контура на АЭС |
|
с ВВЭР-1000 .................................................................................. |
130 |
4.4. Ядерный реактор ВВЭР-1000 на АЭС с реакторной |
|
установкой проекта В-320............................................................. |
139 |
4.5. Парогенератор ПГВ-1000 для АЭС с ВВЭР-1000 ...................... |
163 |
4.6. Главный циркуляционный насос ГЦН-195М для АЭС |
|
с ВВЭР-1000 .................................................................................. |
175 |
4.7. Резервная дизель-электрическая станция на АЭС |
|
с ВВЭР-1000 .................................................................................. |
183 |
Контрольные вопросы ......................................................................... |
194 |
ГЛАВА 5. ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ |
|
СИСТЕМЫ ТУРБИННОГО ОТДЕЛЕНИЯ АЭС С ВВЭР-1000 .......... |
196 |
5.1.Принцип работы и тепловой цикл паротурбинной установки . 196
5.2.Основные узлы и детали типовой паротурбиной
установки АЭС.............................................................................. |
201 |
5.3. Турбина К-1000-60/1500-2 для АЭС с ВВЭР-1000 .................... |
207 |
5.4. Система промежуточного перегрева пара на турбине |
|
К-1000-60/1500-2 ........................................................................... |
219 |
5.5 Конденсационная установка турбины К-1000-60/1500-2 ........... |
232 |
5.6. Система регенерации низкого давления турбоустановки |
|
К-1000-60/1500-2 ............................................................................ |
239 |
5.7. Деаэрационно-питательная установка турбины |
|
К-1000-60/1500-2 ............................................................................ |
246 |
5.8. Система питательной воды АЭС с ВВЭР-1000 .......................... |
252 |
5.9. Система регенерации высокого давления турбоустановки |
|
К-1000-60/1500-2 ............................................................................ |
266 |
Контрольные вопросы ......................................................................... |
282 |
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ ................................. |
285 |
4
ПРЕДИСЛОВИЕ
Россия располагает значительными запасами энергетических ресурсов
имощным топливно-энергетическим комплексом, который является базой развития экономики, инструментом проведения внутренней и внешней политики [1].
Энергетический сектор обеспечивает жизнедеятельность всех отраслей национального хозяйства, способствует консолидации субъектов Российской Федерации, во многом определяет формирование основных фи- нансово-экономических показателей страны. Природные топливноэнергетические ресурсы, производственный, научно-технический и кадровый потенциал энергетического сектора экономики являются национальным достоянием России. Эффективное его использование создает необходимые предпосылки для вывода экономики страны на путь устойчивого развития, обеспечивающего рост благосостояния и повышение уровня жизни населения.
Экономический рост неизбежно повлечет за собой существенное увеличение спроса на энергетические ресурсы внутри страны, в частности, на тепловую и электрическую энергию.
Соответствовать требованиям нового времени может только качественно новый топливно-энергетический комплекс (ТЭК) – финансово устойчивый, экономически эффективный, динамично развивающийся, удовлетворяющий экологическим стандартам, оснащенный передовыми технологиями и высококвалифицированными кадрами.
Высокому качеству организации подготовки и переподготовки инженерного персонала для решения поставленных задач в направлении развития тепловой и атомной энергетики может служить курс лекций «Технологические процессы производства тепловой и электрической энергии на АЭС». В нем рассмотрены как базовые аспекты, позволяющие понять процессы, происходящие при производстве тепловой и электрической энергии на ТЭС и АЭС, так и конкретные примеры для АЭС, дающие возможность ознакомиться с устройством, компоновкой, расположением
ипринципом работы основного оборудования и систем энергоблоков. Большую помощь студентам в усвоении материала курса окажут контрольные вопросы, сформулированные авторами в конце каждой главы.
Используя данный лекционный материал, а также другие учебные методические пособия по ядерно-энергетическим направлениям, студенты
5
вырабатывают навыки инженерно-технического подхода к решению поставленных перед ними практических задач. При этом преследуются, прежде всего, учебные цели – расширение объема знаний, закрепление их
впрактическом применении, обучение пользованию ресурсами сети Internet и обширной справочной литературой.
Вданном учебном пособии авторы попытались представить комплектный базисный технологический материал с учетом новых профессиональных стандартов по подготовке специалистов (бакалавров, магистров и инженеров) атомно-энергетической отрасли для дальнейшей работы
вподразделениях АЭС как основных цехов (реакторных и турбинных), так и вспомогательных (электрическом цехе, цехе тепловой автоматики и измерений, в подразделениях АСУ ТП и АСУ АЭС).
Книга позволит студентам и специалистам, начинающим изучение дисциплин, связанных с производством тепловой и электрической энергии, понять процессы, происходящие на ТЭС и в большей степени – на АЭС, а также ознакомиться с устройством и принципом работы основного
ивспомогательного оборудования и технологических систем атомных электростанций, проникнуться идеологией культуры безопасности и многоканальной глубоко эшелонированной системы защиты ядерных объектов.
Изложенный лекционный материал необходим будущим инженерам специальностей 14040465 «Атомные электрические станции и установки», 14020465 «Электрические станции» и 22030165 – «Автоматизация технологических процессов и производств», изучающих по учебным планам второго поколения дисциплины «Атомные электрические станции», «Общая энергетика», «Оборудование ТЭС и АЭС» и «Технологические процессы производства», бакалаврам направления подготовки третьего поколения 140700 «Ядерная энергетика и теплофизика» и будущим инженерам специальности 141403 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация
иинжиниринг».
Книга может быть полезна для преподавателей, аспирантов и студентов других специальностей атомного и энергетического профиля, а также специалистов, занятых монтажом, пуско-наладкой, ремонтом, эксплуатацией и модернизацией (реконструкцией) тепломеханического и электротехнического оборудования ТЭС и АЭС.
Учебное пособие позволит студентам и специалистам, начинающим изучение дисциплин связанных с производством тепловой и электрической энергии, понять процессы, происходящие на ТЭС и, в большей степени – на АЭС, а также ознакомиться с устройством и принципом работы основного и вспомогательного оборудования и технологических систем атомных электростанций, проникнуться идеологией культуры безопасно-
6
сти и многоканальной глубоко эшелонированной системы защиты ядерных объектов, персонала и населения.
Впервой и второй главах рассмотрены основные характеристики и типы ТЭС и всех типов АЭС, особенности их компоновки, принципы обеспечения безопасности, генеральные планы электростанций и требования к их размещению. Даны компоновки главных корпусов всех действующих АЭС России. Приводится единая сертифицированная международная система кодировки помещения, оборудования и систем на ТЭС и АЭС.
Втретьей главе даны подробные поэтажные компоновки оборудования и систем основных зданий генплана АЭС с ВВЭР-1000 унифицированной серии В-320, которые хорошо помогут студентам старших курсов при прохождении практик на АЭС и молодым специалистам на первых этапах их самостоятельной работы при изучении «географии» основных цехов.
Вглавах 4, 5 подробно рассмотрено назначение, устройство и принцип работы основного оборудования и технологических систем реакторного и турбинного отделений АЭС с ВВЭР-1000 проекта В-320. Проанализированы основные термодинамические циклы и проектные решения в конструкции оборудования, положенные в основу надежной, безопасной
иэкономичной работы систем реакторного и турбинного отделений. Рассмотрены новые направления реконструкции и модернизации ре-
акторного и турбинного оборудования для еще большего повышения надежности и экономичности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 и обеспечения продления эксплуатации вплоть до 60 лет с последующим переносом апробированных мероприятий на вновь вводимые энергоблоки АЭС-2006 и нового поколения легководных реакторов на тепловых нейтронах ВВЭР-ТОИ.
Главы 1–3 написаны канд. техн. наук, доц., заведующим кафедрой «Атомные электрические станции» И. А. Якубенко. Введение, главы 4, 5 написаны совместно старшим преподавателем кафедры «Теплоэнергетическое оборудование» М.Э. Пинчуком и канд. техн. наук, доц., заведующим кафедрой «Атомные электрические станции» И. А. Якубенко Волгодонского инженерно-технического института – филиала НИЯУ МИФИ.
7
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ СОКРАЩЕНИЙ
А(Л)БК – административный (лабораторный) бытовой корпус; АЗ – активная зона; АКС – азотно-кислородная станция;
АСУ АЭС – автоматическая система управления АЭС в целом; АСУ ТП – автоматическая система управления технологическими
процессами; АЭС – атомная электрическая станция;
БДЗУ – быстродействующее защитное устройство; БЗТ – блок защитных труб; БМ – блок мастерских;
БНС – береговая насосная станция; БОУ – блочная обессоливающая установка;
БРУ-(СН) – быстродействующее редукционное устройство – (собственных нужд);
БЩУ – блочный щит управления; ВБ – верхний блок;
ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор; ВКУ – внутрикорпусные устройства; ВПЭН – вспомогательный питательный насос; ВРК – внутриреакторный контроль; ГАН – Госатомнадзор; ГГТН – Госгортехнадзор; ГК – главный корпус
ГО – герметичный объем (оболочка); ГОСТ – государственный стандарт; ГПК – главный предохранительный клапан; ГПМ – грузоподъемная машина;
ГРЭС – государственная районная электростанция; ГРР – главный разъем реактора; ГТС – гидротехнические сооружения;
ГЦК(Т) – главный циркуляционный контур (трубопровод); ГЦН – главный циркуляционный насос; ГЭС – гидравлическая электростанция; ДГ – дизель-генератор; ДЭ – деаэраторная этажерка; ЗО – золоотвал; ИК – ионизационная камера;
ИТСО – инженерно-технические средства охраны; ИПУ – импульсное предохранительное устройство;
8
КГО – контроль герметичности оболочек ТВЭЛ; КД – компенсатор давления;
КИПиА – контрольно-измерительные приборы и аппаратура; КИУМ – коэффициент использования установленной мощности; КМПЦ – контур многократной принудительной циркуляции воды; КНИ – канал нейтронного измерения; КО – котельное отделение; КПД – коэффициент полезного действия;
КСН – коллектор собственных нужд; КЭН – конденсатный электронасос;
МАГАТЭ– Международное агентство по атомной энергии; МВН – межведомственные нормали; МИРЭК – Мировой энергетический конгресс;
МКРЗ – Международный комитет радиационной защиты; ММДХ – масло-мазуто-дизельное хозяйство; МПА – максимальная проектная авария; МПС – машина перегрузочная сейсмостойкая;
ОВК – объединенный вспомогательный корпус; ОГК – объединенный газовый корпус;
О(К)РУ – открытое (крытое) распределительное устройство; ОР – органы регулирования; ОУС – открытый угольный склад;
ОГЦ – охладитель газовый циркуляционный; ПГ(В) – парогенератор (водяной); ПК – предохранительный клапан;
ПН – правила и нормы; питательный насос; ПН(В)Д – подогреватель низкого (высокого) давления; ПОУР – площадка открытой установки ресиверов; ПРК – пускорезервная котельная; ПТУ – паротурбинная установка; РД – руководящий документ;
РДЭС – резервная дизельная электростанция; РЗМ – разгрузочно-загрузочная машина; РО – реакторное отделение; РУ – реакторная установка;
РУСН – распределительное устройство собственных нужд; РЩУ – резервный щит управления; САОЗ – система аварийного охлаждения активной зоны реактора; СБ – система безопасности; СББ – санитарно-бытовой блок;
СВБ – системы, важные для безопасности;
9
СВО – специальная водоочистка; СВП – самовыгорающий поглотитель; СГО – специальная газовая очистка;
СЗЗ – санитарно-защитная зона вокруг площадки размещения АЭС;
CЗО – стальная защитная оболочка; СК – специальный корпус; СКП – система контроля перегрузки;
СНиП – строительные нормы и правила; СНЭ – системы нормальной эксплуатации;
СОДС – система обнаружения дефектных сборок ядерного топлива; СПП – сепаратор-пароперегреватель; СРК – стопорно-регулирующий клапан;
СУЗ – система управления и защиты реактора; СШО – система шариковой очистки конденсаторов; твэл – тепловыделяющий элемент; ТВС – тепловыделяющая сборка; ТИ – типовая инструкция; ТК – температурный контроль;
ТО – турбинное отделение, теплообменник; ТПН – турбопитательный насос; ТТО – транспортно-технологическое оборудование; ТЭН – тепло-электронагреватель;
ТЭС – тепловая электрическая станция; ТЭЦ – тепловая электроцентраль; УСТ – узел свежего топлива; ХВО – химическая водоочистка;
ХЖ(Т)РО– хранилище жидких (твердых) радиоактивных отходов; ЦВ(Н)Д – цилиндр высокого (низкого) давления турбины; ЦМС – центральный материальный склад; ЦРМ – центральные ремонтные мастерские; ШВК – шахта внутрикорпусная; ШЭМ – шаговый электромагнит; ЭВ – энерговыделение;
ЭЭТУ – этажерка электротехнических устройств; ЯППУ – ядерная паропроизводящая установка.
10