НИР 5 семестр / НИР Долгов Р ТФ-12-20

Внастоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо

свыгорающим поглотителем нейтронов (гадолиний, эрбий — для ВВЭР, эрбий — для РБМК) который позволяет больше обогащать свежее топливо, и иметь больший запас реактивности в течение топливной кампании, что позволяет использовать одну кассету с топливом не 3—4 года, а 5—6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %.

Мощностный коэффициент реактивности ВВЭР — отрицательная величина. На Нововоронежской АЭС он используется для увеличения интервала между перегрузками кассет во время максимального потребления электроэнергии осенью и зимой. Перед частичной перегрузкой реактор переводят на некоторое время в режим саморегулирования. Мощность реактора медленно понижается, вследствие чего освобождается реактивность. Она и расходуется на компенсацию дополнительного выгорания топлива.

Активная зона ВВЭР-440 размещена в толстостенном корпусе из стали. Он имеет наружный диаметр 3,8 м, высоту 11,2 м и рассчитан на работу под давлением 125 атм. В корпусе имеется два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Сверху корпус закрывается крышкой.

На внутреннюю стенку корпуса падают нейтронное и γ-излучение. От дозы излучения зависят изменение свойств материала корпуса и термические напряжения в корпусе. Поэтому дозу излучения в корпусе снижают водным и стальным экранами, расположенными между активной зоной и корпусом. Толщина водного экрана равна 20 см, стального — 9 см.

СУЗ ВВЭР-440 имеет две независимые системы: систему АРК и систему борного регулирования. Первая система из 37 АРК обеспечивает управление реактором в нестационарных режимах и выключение реактора. Нижним ярусом АРК служит кассета с ТВЭЛами. Верхний ярус АРК заполнен элементами из бористого сплава. АРК укреплены на штоках, выходящих наверх через крышку корпуса. Они перемещаются в вертикальном направлении электродвигателями и в аварийных случаях сбрасываются в нижнюю часть корпуса. После сбрасывания место топливного яруса АРК в активной зоне занимает поглотитель из бористого сплава.

Схема энергоблока с реактором ВВЭР-440 состоит из двух контуров, первый из которых относится к реакторной установке, а второй - к паротурбинной. В первом контуре циркулирует вода под давлением 125 атм. Вода с температурой 269 °C поступает

11

в кольцевую щель между стенкой корпуса и активной зоной и опускается вниз. Затем она движется вверх и, охлаждая ТВЭЛы, нагревается до 300 °C. В парогенераторах отведённое от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 257 °C), вращающего турбогенераторы.

2.2 Парогенератор ПГВ-213.

Пар образуется в шести парогенераторах. Парогенератор барабанного типа ПГВ-213 предназначен для выработки сухого насыщенного пара давлением 47 кгс/см2 (4,7 МПа) с температурой 260±2°С в составе атомной электростанции с реактором ВВЭР-440.

Конструкция парогенератора ПГ-213 изображена на рис.7.

Рис. 7. Устройство парогенератора ПГВ-213.

1 - корпус ПГ; 2 - паропроводы; 3 - трубопровод питательной воды; 4 - паровое пространство; 5 - трубчатка; 6 - подводящий патрубок; 7 - отводящий патрубок.

В корпусе парогенератора 1 находится вода второго контура. Нагрев воды осуществляется трубчаткой 5, через которую прокачивается горячий теплоноситель первого контура, поступающий в патрубок 6 и отводимый через патрубок 7. Образующийся в корпусе пар сепарируется от влаги в паровом пространстве 4 и по паропроводам 2 направляется на турбину. Питательная вода подается по трубопроводу 3.

В схеме АЭС парогенератор является одним из главных элементов, поскольку в нем осуществляется производство рабочего тела - пара. Расход теплоносителя через ПГ

12

определяется следующим условием: на одну петлю реактора - один ПГ. Для реактора типа ВВЭР-440 оптимальное количество петель - шесть. С уменьшением числа петель снижается стоимость реакторной установки, но при этом возрастают внутренние диаметры трубопроводов первого контура, что усложняет их приварку к корпусу реактора. В ПГ предусмотрена непрерывная и периодическая продувки для обеспечения необходимой чистоты пара. Насыщенный пар, образовавшийся в парогенераторах, направляется в цилиндр высокого давления (ЦВД) турбины.

2.2 Общее описание турбины К-220-44-3.

На каждом энергоблоке установлено по две турбины. Паровая конденсационная турбина с нерегулируемыми отборами пара с одним двухступенчатым паровым промперегревом (отборным и свежим паром) типа К-220-44-3 предназначена для непосредственного привода основных генераторов.

Турбина представляет собой одновальный трехцилиндровый агрегат – один однопоточный цилиндр высокого давления ЦВД и два дхухпоточных цилиндра низкого давления ЦНД. Цилиндр высокого давления имеет шесть ступеней давления, цилиндры низкого давления - по пять ступеней давления в каждом потоке. Всего турбина имеет 26 ступеней. Ротор ЦВД цельнокованый, гибкий, критическая частота вращения - 2110 об/мин. Роторы ЦНД сварные, жесткие, критическая частота вращения - 3640 об/мин. Все роторы соединены между собой и с ротором генератора жесткими муфтами. Критическая частота вращения валопровода турбины - 1540 об/мин и 2340 об/мин. Лопаточный аппарат турбины рассчитан и настроен на длительную работу при частоте в сети 49,0-

50,5 Гц.

При отключении от сети одной турбины блока допускается длительная работа второй турбины с давлением пара перед стопорными клапанами до 50 кгс/см2. Система парораспределения турбины дроссельная. Парораспределительными органами являются четыре регулирующих клапана, которые управляются одним сервомотором.

Конструкция турбины К-220-44 изображена на рис.8.

13

Рис. 8. Конструкция турбины К-220-44.

1-ЦВД; 2-ЦНД 1; 3-ЦНД 2

На турбине установлены:

-регулятор скорости;

-регулятор активной электрической мощности;

-регулятор положения регулирующих клапанов;

-регулятор давления «до себя», который работает в стерегущем режиме и контролирует изменения давление пара в ГПК, причем при его работе исключается возможность участия энергоблока в первичном регулировании частоты;

-регулятор максимального давления необходимый для исключения опасного повышения давления, воздействием на БРУ-К сбрасывает пар в конденсатор турбины;

-разгонное устройство и ограничитель мощности;

-два автомата безопасности кольцевого типа, которые служат для защиты турбины от разгона и срабатывают при повышении частоты вращения до 3330-3360 об/мин;

-реле осевого сдвига ротора, которое служит для защиты турбины при осевом сдвиге роторов. Реле осевого сдвига срабатывает при осевом сдвиге роторов в сторону генератора до 1,0 мм и при осевом сдвиге в сторону регулятора скорости до 1,5 мм. Реле осевого сдвига воздействует на электромагниты защитных золотников, срабатывание которых вызывает закрытие стопорных и регулирующих клапанов и заслонок промперегрева турбины;

-регулятор уровня в конденсаторе турбины, который поддерживает уровень в конденсаторе (750 ± 50) мм.

14

Таблица 2.2 - Технические характеристики турбины К-220-44.

Завершение сложного технологического процесса преобразования тепловой энергии в электрическую осуществляется с помощью электрогенераторов типа ТВВ-220-2А. На каждом энергоблоке установлено по два электрогенератора такого типа, мощность каждого из которых составляет 220 МВт.

Как источники электроэнергии, электрогенераторы являются одними из основных компонентов главной схемы электрических соединений энергоблока, в состав которого они входят.

По конструктивному исполнению турбогенератор типа ТВВ-220-2А водородноводяным охлаждением относится к неявнополюсным электрическим машинам с горизонтальным расположением основных частей: неподвижной - статора и подвижной - ротора. Число полюсов обмотки ротора равно двум. Принцип преобразования механической энергии в электрическую - индуктивный. Угловые скорости вращения ротора и магнитного поля статора синхронны. Род вырабатываемого тока - переменный трехфазный.

Основная часть вырабатываемой генераторами электроэнергии напряжением 15,75 кВ преобразуется с помощью повышающих трансформаторов мощностью по 250 МВА каждый в электроэнергию напряжением 330 кВ и по внутристанционной ЛЭП-330 кВ поступает в ОРУ-330 кВ (открытое распределительное устройство).

Через ОРУ-330 кВ, выполненное с двумя рабочими системами сборных шин по схеме 3/2 (на три выключателя - два присоединения), осуществляется параллельная работа всех установленных на АЭС турбогенераторов и выдача вырабатываемой ими электроэнергии в ЛЭП-330 кВ ²Колэнерго² для дальнейшей транспортировки, преобразования и распределения ее между внешними потребителями.

Глава 3. Безопасность Кольской АЭС.

3.1 Радиационная безопасность.

Состояние радиационной безопасности на Кольской АЭС характеризуется положительно благодаря надлежащему уровню подготовки персонала. Отсутствуют инциденты, сопровождающиеся радиационными последствиями, активность выбросов и сбросов АЭС не превышает допустимых значений.

В ходе внутристанционных международных проверок радиационной безопасности КолАЭС непрерывно совершенствуется применяемая система контроля сбросов/выбросов радиоактивных веществ со станции. Используется более совершенный

тип программы мониторинга, ее масштаб и объем. Программы периодически

16

пересматриваются в целях гарантии того, что измерения по-прежнему соответствуют своей цели, и чтобы не были пропущены никакие важные пути облучения.

3.2.Сокращение жидких радиоактивных отходов.

Вкачестве хорошей практики на Кольской АЭС была введена передовая технология очистки кубовых остатков от радионуклидов. В ее основе лежат процессы разделения радионуклидов и последующей ионно-селективной очистки, для чего применяется специальный ферроцианидный сорбент.

Вотличие от традиционных методов, применение разработанных на станции процессов позволяет сократить объемы радиоактивных отходов (суммарный эффективный коэффициент сокращения объема — более 100). Был разработан специальный фильтр-контейнер, в котором размещен ионоселективный сорбент, позволяющий избежать дозоемких операций. Конечным продуктом переработки кубового остатка является отвержденный солевой продукт, не относящийся к категории «радиоактивные отходы». Таким образом, благодаря введенным новшествам технологические среды возвращаются в процесс: конденсат вторичного пара используется для промывки оборудования и создания слоя воды (вместе с трапными водами) для растворения солевых отложений.

Внедренная технология значительно снижает объемы радиоактивных отходов и предусматривает их упаковку в специальный тип контейнеров, пригодных для длительного безопасного хранения, транспортировки и последующего окончательного захоронения. Производительность комплекса переработки ЖРО превышает скорость образования жидких радиоактивных отходов при эксплуатации АЭС.

3.3. Повышение безопасности.

Для того чтобы энергоблоки КАЭС соответствовали всем современным требованиям отраслевых и мировых стандартов по безопасности в области использования атомной энергии, на станции в плановом порядке реализуются мероприятия по модернизации оборудования и повышению его безопасности, продлению сроков эксплуатации энергоблоков.

Отмеченный прогресс достигается не только благодаря квалификации персонала, но также за счет работоспособности и своевременной модернизации используемого оборудования. Другими словами, снижение вероятности повреждения активной зоны реактора свидетельствует об эффективности реализованных мер по реконструкции и повышению безопасности. На энергоблоках Кольской АЭС в 2011–2014 гг. были

17

проведены 19 системные мероприятия по противодействию экстремальным внешним воздействиям. Выполнены различные стресс-тесты вместе с отчетом о проведении анализа безопасности. Эти мероприятия дополнили ранее имевшиеся средства управления запроектной аварией (ЗПА): дополнительная система аварийной подпитки парогенератора (ДСАП ПГ), передвижная аварийная дизель-генераторная станция (ПАДГС).

3.4.Продление срока эксплуатации АЭС.

У46 % установленной мощности в энергосистеме приходится на КолАЭС, последняя обеспечивает более половины потребности в электроэнергии Мурманской обл. и около 40 % Республики Карелия. Таким образом, гарантия бесперебойного и надежного электроснабжения этих двух северных регионов до недавнего времени находилась в зависимом положении от принятия решений по продлению сроков эксплуатации энергоблоков Кольской АЭС и сохранения ее эффективного функционирования, что крайне важно с точки зрения экономической и социальной составляющих в жизни регионов. Продление сроков эксплуатации энергоблоков до 60 лет вписывается в общемировую практику. В США на текущий момент продлены до 60 лет сроки эксплуатации 83 из 104 действующих энергоблоков. В течение 40 и более лет атомные энергоблоки эксплуатируются во Франции, Швейцарии, Бельгии и других странах. С 1977 г. в Финляндии эксплуатируется АЭС “Ловииза” с реакторами ВВЭР-440, аналогичными установленным на Кольской АЭС. Срок эксплуатации данной АЭС, признанной одной из самых безопасных и эффективных в мире, в настоящий момент составляет 50 лет. Работа АЭС планируется до 2030 г.

Внастоящее время продлены сроки эксплуатации 1 и 2-го энергоблоков до 60 лет, т. е. до 2033 и 2034 гг. соответственно. Сроки эксплуатации энергоблоков 3-го и 4-го продлены на 25 лет — до 2036 и 2039 гг. Разница в сроках продления блоков объясняется тем, что 3-й и 4-й блоки были построены на 8–10 лет позже в рамках проекта В-213, который превосходит по своим техническим характеристикам и характеристикам безопасности проект первых двух блоков, выполненных по проекту В-230. При конструировании, проектировании и изготовлении оборудования, предусмотренного проектом В-213, использовались консервативные подходы и основной акцент делался на обеспечение безопасности за счет запасов прочности основного оборудования и эксплуатационной надежности в сравнении с проектом В-230. Ожидается, что сроки эксплуатации энергоблоков 3-го и 4-го будут продлены еще на 5 лет.

18

Заключение.

Литература

1.https://ru.wikipedia.org/wiki/ВВЭР-440

2.https://atomakayan.blogspot.com/2013/05/blog-post_5785.html

3.https://www.goodstudents.ru/organization-examples/915-opisanie-oborudovaniya.html

4.https://strana-rosatom.ru/2022/07/05/kolskuju-aes-posetili-lidery-kluba-po

5.https://erec.ru

6.https://ippe.ru

19