Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
190
Градирня 1
(блок 1)
Изолированная
зона для работы
в ППР
Блочная насосная станция
Блок 1
Холодомашины
машзала
Здание
компрессорной
Азотно-
кислородная
станция
Блочная насосная станция
Блок 2
РДЭС
нормальной
эксплуатации
Здание
холодильных
установок
Здание турбины
Блок 2
Продувка
Градирня 2
(блок 1)
Изолированная
зона для работы
в ППР
Изолированная
зона для работы
в ППР
Изолированная
зона для работы
в ППР
Градирня 2
(блок 2)
Градирня 1
(блок 2)
Холодомашины
машзала
Неответственные
потребители
Здание турбины
Блок 1
РДЭС
нормальной
эксплуатации
Здание
холодильных
установок
Неответственные
потребители
© Яуров С.В.
. 2.47. Технологическая схема системы основной охлаждающей воды(РА) иохлаждающей воды неответственных
потребителей (РС). Проект В-523 (АЭС «Руппур»)
2.3. Проект В-523. АЭС «Руппур»
191
При нарушении нормальной эксплуатации АЭС, не связанной с оста-
новкой турбины, кроме обесточивания, система выполняет свои функции
в полном объеме или частично.
При нарушении нормальной эксплуатации АЭС и при авариях, требую-
щих остановки турбины, система РА выводится из работы.
В аварийных режимах, включая обесточивание АЭС, система основной
охлаждающей воды не функционирует.
Системаохлаждающейводынеответственныхпотребителей
Система РС предназначена для отвода тепла от следующих теплообмен-
ников:
• теплообменного оборудования здания турбины (10UMA);
• системы холодильных установок, обеспечивающих доохлаждение
промконтура в здании турбины (10UMA);
• системы охлаждения компрессоров здания компрессорной (00UTF);
• потребителей здания азотно-кислородной станции (00USF);
• охладителей дизель-генераторов в здании резервной дизельной элек-
тростанции системы нормальной эксплуатации (13UBN);
• потребителей в здании холодильных машин (10UQR).
В качестве охладителя в системе РС предусмотрены башенные испари-
тельные градирни.
Сооружения для системы РС являются общими с системой основной ох-
лаждающей воды РА.
Система охлаждающей воды неответственных потребителей работает
по схеме, представленной на рис. 2.47.
Из поперечного водоподводящего канала вода забирается насосными
установками неответственных потребителей PCC01 (всего четыре установки,
три из которых являются рабочими, четвертая – резервная) и перекачивает-
ся по напорным трубопроводам к потребителям здания турбины (10UMA)
и к холодильным машинам, обеспечивающим доохлаждение промконтура
в здании турбины (10UMA).
На дизель-генераторы здания резервной дизельной электростанции
системы нормальной эксплуатации (13UBN), на холодильные машины
в здание 10UQR и подачу охлаждающей воды в здания потребителей ком-
прессорной 00UTF и азотно-кислородной станции 00USF вода подается
отдельной группой насосных установок PCC02 (три рабочие, одна резерв-
ная).
Нагретая в теплообменном оборудовании зданий 10UMA, холодильных
установок здания 10UMA, 13UBN, 10UQR, 00UTF и 00USF вода под оста-
точным напором подается для охлаждения в башенные испарительные гра-
дирни (11-12URА).
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
192
Вода, охлажденная в башенных испарительных градирнях, по отводяще-
му каналу URН поступает в аванкамеру блочной насосной станции (10URS).
Из аванкамеры блочной насосной станции вода подводится в поперечный
водоподводящий канал через устройства механической очистки.
Система охлаждающей воды неответственных потребителей функцио-
нирует в режимах «пуск», «останов», «работа на мощности» и обеспечивает
непрерывный отвод тепла от потребителей.
Системаохлаждающейводыответственныхпотребителей
Система РЕ предназначена для отвода тепла от потребителей в здани-
ях 10UJA и 10UKC в режимах нормальной эксплуатации и от потребителей
систем безопасности в аварийных режимах, а также во всех режимах рабо-
ты блока обеспечивает постоянную подачу охлаждающей воды в здания ре-
зервных дизельных электростанций системы аварийного электроснабжения
(11-12UBN).
Система РЕ состоит из двух независимых каналов с внутренним резер-
вированием активных элементов в каждом канале. Каждый канал при ава-
рии способен выполнять функции, возлагаемые на всю систему в целом.
В качестве охладителей в системе PE используются вентиляторные гра-
дирни. Данное техническое решение принято исходя из природных условий
эксплуатации энергоблоков.
Расход охлаждающей воды на охлаждение ответственных потребителей
каждого канала составляет 4860 м
3
/ч.
Технологическая схема системы РЕ представлена на рис. 2.48.
-523
В состав систем безопасности, реализованных в проекте АЭС с реакто-
ром В-523, входят защитные системы (табл. 2.6):
• СУЗ реактора;
• cистема аварийного охлаждения активной зоны, пассивная часть
(JNG50);
• cистема гидроемкостей второй ступени (JNG10);
• cистема аварийного газоудаления (КТР);
• система аварийного и планового расхолаживания первого контура
и охлаждения бассейна выдержки (JNA);
• система аварийного ввода бора (JND);
• система аварийного расхолаживания ПГ (JNB10);
• система защиты первого контура от превышения давления;
• система защиты второго контура от превышения давления [ИПУ ПГ
в составе системы паропроводов свежего пара (LBA)];
• система отсечения главных паропроводов [запорно-отсечной модуль
в составе системы паропроводов свежего пара (LBA)];
2.3. Проект В-523. АЭС «Руппур»
193
11URF
11UBN
Камера переключений, 11URR
12URF
12UBN
Камера переключений, 12URR
Резервная
емкость
00URX
Насосная
станция
00URX
Насосная станция
21URF
21UBN
Камера переключений, 21URR
Резервная
станция
подпитки,
21URE
Реакторное
здание
Блок 2
Вспомогательное
реакторное
здание
Блок 2
Вентиляторная
градирня,
21URB
22URF
22UBN
Камера переключений, 22URR
Здание
обессоливающей
установки, 00UGD
Вспомогательное
реакторное
здание
Блок 1
Реакторное
здание
Блок 1
Резервная
станция
подпитки,
12URE
Резервная
станция
подпитки,
11URE
Резервная
станция
подпитки,
22URE
Насосная станция Насосная станция Насосная станция
Вентиляторная
градирня,
22URB
Вентиляторная
градирня,
23URB
Вентиляторная
градирня,
24URB
Вентиляторная
градирня,
11URB
Вентиляторная
градирня,
12URB
Вентиляторная
градирня,
13URB
Вентиляторная
градирня,
14URB
© Яуров С.В.
. 2.48. Технологическая схема системы охлаждающей воды ответственных потребителей(РЕ).
Проект В-523 (АЭС «Руппур»)
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
194
• паровой арматурный блок в составе системы паропроводов свежего
пара (LBA));
• система пассивного отвода тепла (JNB50);
• система охлаждения бассейна выдержки (FAK), выполняющая функ-
цию спринклерных насосов.
Локализующие системы:
• спринклерная система (JMN);
• система контроля концентрации и аварийного удаления водорода под
защитной оболочке (JMT-JMU);
• система создания разрежения в наружном контейнменте;
• система улавливания и охлаждения расплавленной активной зоны вне
реактора JKM.
2.6. Системы безопасностиРУ ВВЭР-1200 (проект В-523)
САОЗ высокого давления —
САОЗ низкого давления —
САОЗ высокого-низкого давления (совмещенная
двухканальная система высокого инизкого давления
снасосами-эжекторами свнутренним резервированием)
2×100%
(свнутренним
резервированием)
Система аварийного ввода бора 2×100%
(свнутренним
резервированием
2×50%)
Гидроемкости первой ступени 4×33%
Гидроемкости второй ступени 4×33%
Система аварийной питательной воды —
Система аварийного расхолаживания ПГ 2×100%
Система пассивного отвода тепла 4×33%
(воздушное
охлаждение)
Спринклерная система Совмещена сСАОЗ
НД (2×100%)
Герметичная оболочка Двойная
Пассивная система удаления водорода (рекомбинаторы
водорода)
+
Система удержания иохлаждения расплава активной зоны
(ловушка расплава)
+
2.3. Проект В-523. АЭС «Руппур»
195
Обеспечивающие системы:
• система промконтура ответственных потребителей здания UJA (КАА);
• система охлаждающей воды ответственных потребителей (РЕ);
• система холодоснабжения ответственных потребителей (QKB);
• система аварийного электроснабжения;
• резервная дизельная электростанция;
• обеспечивающие системы вентиляции и кондиционирования воздуха
помещений.
Управляющие системы:
• АСУ ТП в части систем, выполняющих функции безопасности.
В целом архитектурно-строительные и проектные решения технологи-
ческих систем безопасности аналогичны примененным системам в составе
проекта В-392М (НВАЭС-2) (см. рис. 2.21–2.32).
- -523
Площадка АЭС «Руппур» состоит из промплощадки, стройбазы и ряда
внеплощадочных сооружений.
На предстанционной площади размещается учебный центр, главной
целью деятельности которого является формирование, сохранение и со-
вершенствование знаний, навыков и умений персонала АС для безопасной
и надежной эксплуатации АС.
Схема генерального плана предусматривает сооружение АЭС «Руппур»,
состоящей из двух энергоблоков проекта.
Компоновочные решения по генеральному плану промышленной пло-
щадки приняты по базовому проекту «АЭС-2006» (см. рис. 2.30–2.32).
В центре промплощадки размещаются корпуса-моноблоки, состоящие
из реакторного здания с транспортным порталом, вспомогательного реак-
торного здания, здания турбины с примыкающим к нему зданием блочной
обессоливающей установки и зданием электроснабжения нормальной экс-
плуатации.
Зданиереактора
Здание реактора UJA состоит из двойной защитной оболочки, фунда-
ментной части и примыкающих с двух сторон пристроек (негерметичная
часть), расположенных на одной фундаментной плите. В здании реактора
находятся системы, важные для безопасности.
Защитная оболочка является системой локализации аварии и состоит
из двух оболочек: внутренней герметичной и внешней.
В герметичной оболочке располагается реакторная установка, бассейн
выдержки отработанного топлива, вспомогательные технологические си-
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
196
стемы, работающие под давлением первого контура, системы вентиляции
и оборудование, обеспечивающее проведение транспортно-технологиче-
ских операций с топливом и ремонт.
На плите гермооболочки под реактором расположена ловушка расплава
топлива при запроектной аварии. На купольной части оболочки расположе-
на система пассивного отвода тепла.
Вспомогательноереакторноездание
Во вспомогательном реакторном здании (UKC) располагаются вспомо-
гательные технологические системы реакторной установки, спецводоочист-
ка, переработка жидких радиоактивных сред, образующихся в реакторном
здании UJA и самом здании UKC, относящиеся к системам нормальной
эксплуатации.
Компоновка вспомогательного реакторного здания UKC выполне-
на в виде прямоугольного здания с размерами в плане 66,0 м в рядах A–E,
60,0 м в осях 1–5. Отметка фундаментной плиты здания UKC, как и реак-
торного здания, минус 5,400 м.
2.4. -509. «»
Проект В-509 АЭС «Аккую» возводится в Турции, АЭС включает в себя
4 энергоблока, каждый мощностью 1255 МВт, с тихоходной одновальной
конденсационной турбиной. Несмотря на явные сходства с проектом В-510
(ВВЭР-ТОИ), проект представляется как ВВЭР-1200.
В проекте АЭС «Аккую» реализована концепция базового проекта атом-
ной электростанции оптимизированного по технико-экономическим пока-
зателям, выполненного в современной информационной среде.
Турбина снабжена конденсационным устройством, регенеративной
установкой для подогрева питательной воды, сепараторами-пароперегре-
вателями, имеет нерегулируемые отборы пара на собственные нужды стан-
ции.
Система технического водоснабжения проектируется по прямоточной
схеме, с однократной циркуляцией морской охлаждающей воды через те-
плообменное оборудование.
Источником технического водоснабжения АЭС «Аккую» является мор-
ская вода Средиземного моря. Конечный поглотитель тепла — акватория
Средиземного моря.
Основные технические характеристики РУ проекта В-509 представлены
в табл. 2.7.
2.4. Проект В-509. АЭС «Аккую»
197
-509
При разработке компоновки основного оборудования реакторной уста-
новки АЭС «Аккую» в качестве прототипов в части использования обору-
дования первого контура были приняты компоновки реакторных установок
В-320, В-392М.
Отличия основного оборудования РУ В-509 от РУ В-392М
1. Изменились углы между осями смежных петель ГЦТ (рис. 2.49), углы
между осью петли ГЦТ и осью ПГ, расстояние от оси реактора до кол-
лектора ПГ. Масса ГЦТ – 250 т (в проекте В-392М — 238 т).
2. Корпус реактора РУ В-509 имеет уменьшенное количество кольцевых
сварных соединений составных частей корпуса реактора (рис. 2.50).
Преимущества уменьшения количества сварных соединений:
• уменьшение времени изготовления корпуса реактора за счет исключе-
ния операций по выполнению сварных соединений (включая их тер-
мообработку и контроль качества);
• сокращение времени и объемов контроля сварных соединений корпу-
са реактора в период эксплуатации (за счет уменьшения их суммарно-
го количества);
• повышение надежности корпуса реактора за счет исключения рас-
положения сварных соединений напротив активной зоны реактора
(зоны повышенного радиационного облучения);
2.7. Технические характеристикиРУ проекта В-509
Мощность тепловая, МВт 3312
Мощность электрическая, МВт 1255
Расход теплоносителя через реактор (приработе четырех ГЦН),
м
3
/ч
87 460
Давление номинальное навыходе изактивной зоны, МПа 16,2±0,3
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 297,2
– навыходе изактивной зоны 328,8
Диаметр твэлов, мм 9,1
Число ТВС вактивной зоне, шт. 163
Количество приводовСУЗ вреакторе, шт. 94
Конструктивная схема турбины 1ЦВСД+2ЦНД
Структурная схема регенерации 4ПНД+Д+2ПВД
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
198
• повышение конкурентоспособности корпуса реактора и тем самым
реакторной установки в целом на международном рынке в части вы-
полнения требований EUR по исключению сварных соединений из
области активной зоны.
3. Уменьшены диаметры трубопроводов для соединения с гидроемко-
стями САОЗ c 300 мм до 150 мм (рис. 2.51).
125°
78°
В-392М В-509
. 2.49. Компоновка петель 1 контура проекта В-509 АЭС «Аккую» ипроекта В-392М
(НВАЭС-2)
№6
№5
№4
№3
№2
№1
№4
№3
№2
№1
321 тонна 334 тонны
В-392М В-509
. 2.50. Корпус реактора проектов В-392М иВ-509
2.4. Проект В-509. АЭС «Аккую»
199
4. Перфорированная обечайка шахты внутрикорпусной имеет 240 отвер-
стий с Ду 195. В проекте В-392М было 238 отверстий Ду 195 и 2 отвер-
стия Ду 300 (рис. 2.52).
5. Отличия БЗТ реакторов РУ В-509 и РУ В-392М:
• в конструкции БЗТ реактора РУ В-509 применены защитные каркасы
двух типов с 18 направляющими под ПС СУЗ и с 16 направляющими
под ПС СУЗ (рис. 2.53);
• направляющий канал под СВРД для РУ В-509 расположен на месте
одного из двух освободившихся направляющих каналов под ПС СУЗ;
Ду 300
Ду 150
В-392М В-509
. 2.51. ПатрубкиГЕ САОЗ вреакторах проектов В-392М иВ-509
Обечайка
перфорированная
содержит
238 отверстий
Ду 195 и
2 отверстия
Ду 300
Обечайка
перфорированная
содержит
240 отверстий
Ду 195
10 785
10 770
В-392М В-509
. 2.52. Сравнение шахт внутрикорпусных проектов В-392М иВ-509
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)