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+
230
• насосная станция ответственных потребителей;
• основная насосная станция;
• напорный сливной коллектор;
• сифонный колодец;
• отводящий канал.
Источником технического водоснабжения АЭС является вода Среди-
земного моря.
Общие для четырех блоков вспомогательные здания и сооружения рас-
полагаются со стороны энергоблока 1, в восточной части промплощадки.
Вспомогательные здания и сооружения располагаются с четким делени-
ем на зону свободного и контролируемого доступа.
В северо-восточной части площадки, со стороны реакторного здания
блока 1, размещаются здания и сооружения контролируемого доступа:
• здание переработки и хранения радиоактивных отходов;
• мастерские зоны контролируемого доступа;
• санитарно-бытовой корпус зоны контролируемого доступа;
• хранилище свежего топлива;
• хранилище отработавшего ядерного топлива;
• очистные сооружения бытовых сточных вод зоны контролируемого
доступа.
Объединение объектов контролируемого доступа в одной зоне обеспе-
чивает зонирование территории и контроль доступа персонала в эту зону.
Здания и сооружения зоны свободного доступа размещаются в юго-вос-
точной части промплощадки, со стороны здания турбины.
К ним относятся:
• инженерно-бытовой корпус (00USV);
• здание обессоливающей установки (00UGD).
Отличия в компоновке и расположении основного оборудования проектов РУ
В-509 и РУ В-392М
1. Отличия в конструкции реакторного здания (UJA).
а) В проекте В-509 увеличены геометрические толщины строительных
конструкций внешних ограждающих конструкций зданий, содержащих
ядерные материалы (обеспечивающих защиту от падения самолета, ударной
волны и т.д.), а также увеличена их прочность за счет применения бетонов
более высоких марок.
В связи с учетом в проекте АЭС «Аккую» запроектного события (паде-
ния тяжелого коммерческого самолета типа «Boeing 747–440») увеличена
толщина купольной части внешней ЗО и участков цилиндра, защищенных
от падения самолета:
• с отметки (рис. 2.66) 0,000 до низа перекрытия на отметке +16,200 на-
ружная оболочка имеет толщину 500 мм;
2.4. Проект В-509. АЭС «Аккую»
231
• с отметки +16,200 до низа кровельного перекрытия на отметке +31,950
толщина оболочки 1000 мм;
• выше отметки +31,950 наружная защитная оболочка имеет толщину
1500 мм.
Толщина наружной оболочки в проекте РУ В-392М — 500 мм. Внутренняя
защитная оболочка проекта АЭС «Аккую» по сравнению с проектом РУ
В-392М отличий в размерах и конструкции не имеет.
б) В проекте В-392М вход персонала в ГО осуществляется на кольцевую
площадку обслуживания с отметки +8,140 м через основной шлюз. Для ава-
500 мм
1000 мм
1500 мм
. 2.66. Реакторное здание проекта В-509 АЭС «Аккую»
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
232
рийного выхода/входа персонала из герметичной оболочки предусмотрен
резервный шлюз, также размещенный на отметке +8,140 м.
В проекте В-509 (рис. 2.67) вход персонала в ГО осуществляется на коль-
цевую площадку обслуживания (отметка 26,300 м) через два шлюза (основ-
ной и аварийный).
в) В проекте В-509 (АЭС «Аккую») изменился состав оборудования СБ
и его расположение в здании UKA/UKC по сравнению с проектом В-392М
(референтная АЭС). Изменена планировка и расположение помещений
в здании UKC.
г) В проекте В-509 выброс вытяжного воздуха из помещений ЗКД ре-
акторного здания и вспомогательного реакторного здания осуществляется
через общую вентиляционную трубу, расположенную на вспомогательном
реакторном здании — UKC.
Высота трубы 99,5 м от уровня планировки с внутренним диаметром 2,8 м.
В проекте В-392М вентиляционная труба имеет аналогичные размеры,
но расположена на здании обстройки РО — UKA.
Аварийный
Основной
. 2.67. Расположение шлюзов доступа персонала вреакторное здание проекта
В-509 АЭС «Аккую»
2.4. Проект В-509. АЭС «Аккую»
233
2. Компоновка и расположение основного оборудования.
В проекте В-509 (рис. 2.68) компоновка реакторного отделения изме-
нена, чтобы при неизменном внутреннем диаметре герметичной оболочки
разместить улучшенные ПГВ-1000МКО, длина которых больше чем ПГВ-
1000МКП проекта В-392М.
В проекте В-509 изменились высотные отметки размещения гидроемко-
стей САОЗ первой ступени (ГЕ-1). В проекте В-509 — отметка +14,5 м зда-
ния реактора, в проекте В-392М — отметка +26,3 м (рис. 2.69).
Отсек дезактивации ТК
ПГ
ГЦНА
Реактор
КД
ГЕ САОЗ
В-392М В-509
. 2.68. Компоновка оборудования 1 контура проекта В-509 АЭС «Аккую»
ипроекта В-392М (НВАЭС-2)
ГЕ САОЗ 2 ступени, отметка 26,3
ГЕ САОЗ 1 ступени, отметка 14,5
референтная АЭС отметка 26,3
КД
ГЦНА
Бак-барботер
В-509
. 2.69. Расположение гидроемкостей САОЗ первой ступени впроекте В-509
АЭС «Аккую»
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
234
Для обеспечения автономности 72 часа при запроектной аварии в про-
ект включены гидроемкости третьей ступени общим объемом 720 м
3
(см.
рис. 2.59), обеспечивающие подпитку и охлаждение активной зоны при ава-
риях с течами первого контура по исчерпании запаса гидроемкостей второй
ступени по истечении 24 часов с начала аварии. Гидроемкости третьей сту-
пени являются средством управления запроектной аварией. Подключение
гидроемкостей третьей ступени осуществляется оператором после оконча-
ния работы гидроемкостей второй ступени.
Гидроемкости третьей ступени устанавливаются в здании UKA (при-
стройка реакторного здания) на отметке +24,000 м (рис. 2.70).
Бассейн выдержки проекта В-509 имеет ряд конструктивных особенно-
стей по сравнению с проектом В-392М (рис. 2.71).
В БВ проекта В-509 размещены 10 стеллажей для ТВС, секция стеллажей
состоит из 61 ячейки для размещения ТВС и двух ячеек для размещения гер-
мопеналов. В проекте В-392М — 12 стеллажей по 61 ячейке.
В бассейне выдержки также размещены два пенала системы обнаруже-
ния дефектных сборок (СОДС) и имеются два гнезда под пробки пеналов.
При необходимости в гермопеналы могут устанавливаться неповрежден-
ные ОТВС. В ячейки стеллажей для ОТВС могут устанавливаться каркасы
для ПС СУЗ.
. 2.70. Размещение ГЕ-3 САОЗ Проект В-509 (АЭС «Аккую»)
2.5. Проект ВВЭР-ТОИ
235
2.5. -
ВВЭР-ТОИ — это эволюционный проект, выполненный в современной
информационной среде. В его основе лежат решения проекта «АЭС-2006»
(проект В-392М, В-509), усовершенствованного по отдельным технико-эко-
номическим параметрам (табл. 2.12).
756 ячеек, из них:
• 732 ячейки для ТВС;
• 24 ячейки для
пеналов
герметичных
630 ячеек, из них:
• 610 ячеек для ТВС;
• 20 ячеек для
пеналов
герметичных
СОДС
12 секций
(61 ячейка)
10 секций
(61 ячейка)
Отсек дезактивации ТК
СОДС
В-392М В-509
. 2.71. Компоновка бассейна выдержки проекта В-509 АЭС «Аккую» ипроекта
В-392М (НВАЭС-2)
2.12. Технико-экономические параметры ВВЭР-ТОИ
Срок службы: энергоблок, реакторная установка, лет 60
Мощность энергоблока, МВт:
– электрическая (брутто, гарантийный режим)
– тепловая
1255
3312
КПД брутто энергоблока для среднегодовых условий,% 37,9
Возможный диапазон изменения мощности (маневренный
режим), %
100–50–100
Проектное землетрясение, баллы пошкале MSK-64 7
Максимальное расчетное землетрясение, баллы пошкале MSK-64:
– базовый проект
– опция (потребованию Заказчика)
8
9 (до0,41 g)
Падение самолета:
– проектное исходное событие, т
– запроектное исходное событие, т
20
400
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
236
На текущий момент АЭС по проекту ВВЭР-ТОИ (проект В-510) возво-
дится на площадке Курской АЭС-2.
ВВЭР-ТОИ расшифровывается как:
• типовой (применение референтных технических решений, примене-
ние унифицированного и освоенного в производстве оборудования,
лицензирование неизменяемой «типовой» части проекта);
• оптимизированный (уменьшение стоимости и сроков сооружения, уве-
личение удельных показателей, повышение безопасности энергобло-
ка, снижение эксплуатационных затрат);
• информатизированный (применение современных информационных
технологий проектирования и конструирования, создание единого
информационного пространства для всех участников проекта, обеспе-
чение полной передачи данных без потерь и повторного ввода на всех
стадиях жизненного цикла АЭС).
-
Концепция обеспечения безопасности основана на применении систем
безопасности, использующих разные принципы работы: активные и пас-
сивные.
При этом все функции безопасности обеспечиваются независимой ра-
ботой активных и пассивных систем безопасности (табл. 2.13).
Системы безопасности построены по двухканальному принципу с вну-
тренним резервированием активных элементов (аналогично проектам
В-392М, В-509).
2.13. Системы безопасности проекта ВВЭР-ТОИ
САОЗ высокого давления —
САОЗ низкого давления —
САОЗ высокого-низкого давления (совмещенная
двухканальная система высокого инизкого давления
свнутренним резервированием)
2×100%
(свнутренним
резервированием)
Система аварийного ввода бора 2×100%
(свнутренним
резервированием)
Гидроемкости первой ступени 4×33%
Гидроемкости второй ступени 4×33%
Удельная площадь занимаемых земель, м
2
/МВт 200
Продолжительность строительства, мес. 48/40
Окончание табл. 2.12
2.5. Проект ВВЭР-ТОИ
237
Гидроемкости третьей ступени 4×33%
Система аварийной питательной воды —
Система аварийного расхолаживания ПГ 2×100%
Система пассивного отвода тепла 4×33%
(воздушное
охлаждение)
Спринклерная система 2×100%
Герметичная оболочка Двойная
Пассивная система удаления водорода (рекомбинаторы
водорода)
+
Система удержания иохлаждения расплава активной зоны
(ловушка расплава)
+
Системааварийноговводабора
Система аварийного ввода бора предназначена для выполнения следую-
щих функций:
• обеспечение подкритичности активной зоны в условиях отказа СУЗ
реактора;
• осуществление впрыска борного раствора в компенсатор давления
в режиме течи из первого контура во второй для снижения давления.
АктивнаячастьСАОЗ
Активная часть САОЗ предназначена для поддержания безопасного
уровня теплоносителя в активной зоне реакторной установки и бассейне
выдержки и отвода остаточных тепловыделений в режимах с течами тепло-
носителя из первого контура.
ПассивнаячастьСАОЗ
Система пассивного залива активной зоны является пассивной частью
системы аварийного охлаждения активной зоны САОЗ, в своем составе
имеет гидроемкости первой, второй и третьей ступени.
ГЕ-1 необходимы для аварийного залива активной зоны реактора рас-
твором борной кислоты при давлении в первом контуре менее 5,9 МПа.
ГЕ-2 предназначена для поддержания запаса теплоносителя в первом
контуре, необходимого для надежного отвода тепла от активной зоны реак-
тора при падении давления в первом контуре ниже 1,5 МПа.
ГЕ-3 предназначена для поддержания уровня теплоносителя в активной
зоне реактора при запроектных авариях с течами первого контура и отказом ак-
тивных систем безопасности после исчерпания запаса борного раствора в ГЕ-2.
Окончание табл. 2.13
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
238
СистемааварийногорасхолаживанияПГ
Предназначена для отвода остаточных тепловыделений активной зоны
реактора и расхолаживания реакторной установки в аварийных ситуациях
путем конденсации пара из парогенераторов в теплообменнике, охлаждае-
мом водой промконтура, и возврата конденсата в ПГ.
Системапассивногоотводатепла
СПОТ предназначена для длительного отвода остаточных тепловыделе-
ний реактора, в том числе и в условиях отсутствия всех источников элек-
троснабжения, включая аварийные, как при плотном первом контуре, так
и при течах.
Спринклернаясистема
Спринклерная система (JMN) предназначена для выполнения следую-
щих функций:
• отвод остаточного тепла от топлива в бассейне выдержки во всех ре-
жимах работы блока;
• снижение давления и температуры в объеме ЗЛА при прохождении
проектных аварийных режимов;
• введение реагентов для связывания радиоактивного йода в объем гер-
мооболочки при авариях с течью первого контура.
Устройстволокализациирасплава
Конструкция УЛР в проекте ВВЭР-ТОИ аналогична конструкции УЛР
проекта НВАЭС-2 (см. рис. 2.29).
- -
Компоновка зданий на площадке АЭС (рис. 2.72) и основного оборудо-
вания в герметичной оболочке имеет схожую структуру с проектом В-392М
Нововоронежской АЭС-2 и В-509 АЭС «Аккую» (рис. 2.73).
. 2.72. Компоновка зданий наплощадке проекта ВВЭР-ТОИ
2.6. Проект В-551С. Кольская АЭС-2
239
. 2.73. Расположение оборудования вгермооболочке проекта ВВЭР-ТОИ
2.6. -551. -2
Проект реакторной установки со спектральным регулированием
(ВВЭР-C) — дальнейшая эволюция технологии ВВЭР, следующая за проек-
тами АЭС-2006 в рамках концепции Поколения III+, представляет собой
проект энергоблока средней мощности с улучшенными характеристиками
(табл. 2.14).
Проект ВВЭР-С нацелен на решение следующих задач:
• снижение расхода природного урана в открытом ядерном топливном
цикле;
• обеспечение эффективной работы реактора с полной загрузкой
уран-плутониевым топливом и коэффициентом воспроизводства до
~0,7–0,8 в замкнутом ядерном топливном цикле;
• обеспечение работы реактора в режиме суточного регулирования
мощности в диапазоне 100–40–100%;
• использование технологии РУ ВВЭР средней мощности с возможно-
стью регулирования спектра нейтронов, сокращение количества ЖРО
за счет отказа от борного регулирования на мощности и сокращение
выбросов трития;
• выбор корпуса ВВЭР-1000 (низкая энергонапряженность активной
зоны);
• применение в конструкции реактора концепции внутрикорпусного
удержания расплава с водо-водяным режимом отвода тепла от корпу-
са реактора;
• преемственность технических и конструкторских решений — ис-
пользование технологий, отработанных для энергоблоков большой
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)