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 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
320
ненты оборудования систем в реакторном здании, в здании хранения топли-
ва и двух зданиях систем безопасности, включая блочный пункт управления,
защищены от авиационной опасности и внешних воздействий типа ударной
волны.
Два других здания систем безопасности не защищены от авиационной
опасности, но они разделены зданием реактора, что позволяет ограничить
ущерб от внешних событий одним каналом систем безопасности.
В случае отключения внешних источников электроэнергии за предела-
ми площадки каждый защитный канал питается от отдельного аварийного
дизель-генератора. В дополнение к четырем резервным дизелям, которые
питают системы безопасности, два независимых дизельных генератора го-
товы для питания основного оборудования во время предполагаемого со-
бытия — отключение станции от внешних источников, т.е. потери питания
переменного тока за пределами площадки с одновременным отказом всех
четырех резервных дизелей.
Бассейн выдержки ОЯТ расположен в специальном здании за пределами
реакторного здания, чтобы упростить доступ для транспортировки топлива
во время работы блока и обращения с топливными транспортными упако-
вочными контейнерами. Как указывалось ранее, топливный корпус (храни-
лище ЯТ) защищен от авиационной опасности и внешних воздействий типа
ударной волны.
Здания ядерного острова, расположенные на общем основном фунда-
ментном основании (рис. 3.47):
• здание реактора;
• здания систем безопасности;
• хранилище ЯТ (топливный корпус).
Ядерный остров также включает в себя:
• вспомогательное здание атомной электростанции;
• здание транспортного портала;
• здания резервных дизель-генераторных установок;
• здание переработки РАО.
Вспомогательное здание АЭС построено на отдельном фундаменте ря-
дом со зданием хранилища топлива.
В каждом из двух дизельных зданий находятся две аварийные дизель-ге-
нераторные (или главные дизель-генераторные) установки и одна независи-
мая дизель-генераторная установка, обеспечивающая электропитание при
полном обесточивании станции SBO (Station Black Out) для охлаждения ре-
акторной установки энергоблока в условиях ЗПА.
Здание реактора имеет цилиндрическую форму. Защитная оболочка
имеет тип «двойной корпус» с предварительно напряженным бетонным
3.2. EPR-1600 — европейский реактор сводой под давлением
321
Здание системы
безопасности
3 канала
Здание системы
безопасности
2 канала
Здание системы
безопасности
1 канала
Здание системы
безопасности
4 канала
Хранилище ЯТ
(топливный корпус)
Вспомогательное
реакторное здание
0 2 4 6 8 10 20 м
. 3.47. План зданий «ядерного острова» энергоблока ERP-1600 иразмещение
оборудования РУ иСБ
внутренним корпусом и железобетонным внешним корпусом. Здание хра-
нилища ЯТ имеет трапециевидную форму с основанием, примыкающим
к зданию реактора.
Четыре группы электротехнических и защитных зданий похожи по фор-
ме. Каждая группа включает в себя оборудование канала безопасности
и электрооборудование. На нижних отметках реакторного здания распо-
ложена галерея для обеспечения натяжения и обслуживания вертикальных
тросов предварительного напряжения внутренней защитной оболочки
(рис. 3.47, 3.48).
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
322
3.3. APR1400 —
APR1400 (Advanced Power Reactor) — усовершенствованный энергети-
ческий реактор, который представляет собой реактор с водой под давлением
мощностью 1400 МВт, разработанный в Корее. Основываясь на собствен-
ных технологиях и опыте проектирования, строительства, эксплуатации
и технического обслуживания реакторной установки OPR1000, APR1400 об-
ладает передовыми проектными возможностями для дальнейшего повыше-
ния безопасности, экономической эффективности и удобства эксплуатации
и технического обслуживания оборудования.
В 2008 году был начат первый этап строительства энергоблоков № 3 и
№ 4 АЭС «Син-Кори» (SKN 3 и 4) по проекту APR1400, а в октябре 2015 года
были выданы лицензии на эксплуатацию энергоблока SKN 3 и в феврале
2019 года на энергоблок SKN 4. Промышленная эксплуатация энергоблока
SKN 3 началась в декабре 2016 года.
27 декабря 2009 года ОАЭ и Корея подписали генеральный контракт
на поставку 4 блоков APR1400 в ОАЭ — первую атомную электростанцию
в арабских странах. В качестве места строительства была выбрана провин-
ция Барака, расположенная на побережье Персидского залива, к западу
Реакторное здание
Хранилище ЯТ
(топливный корпус)
Здание системы
безопасности 2 канала
Толщина: 1,8 m
+57,50
+30,50
+26,70
0,00
–8,60
+33,10
0,00
–9,60
0 2 4 6 8 10
20 м
. 3.48. Расположение систем РУ вреакторном здании энергоблока с EPR-1600
(вертикальный разрез)
3.3. APR1400 — усовершенствованный энергетический реактор
323
от Абу-Даби. В декабре 2010 года в Федеральное управление по ядерному
регулированию (FANR) был представлен предварительный отчет об анали-
зе безопасности (PSAR) энергоблоков № 1 и № 2 АЭС «Барака», а в июле
2012 года была выдана лицензия на строительство. Строительство энергобло-
ка № 1 началось в июле 2012 года, а строительство энергоблока № 2 началось
в мае 2013 года и в феврале 2020 года энергоблок № 1, а 14 сентября 2021 энер-
гоблок № 2 были подключены к сети. Энергоблоки № 3 и 4 начали коммерче-
скую эксплуатацию в феврале 2023 и в сентябре 2024 соответственно.
Проект APR1400 характеризуется как двухконтурный эволюционный
легководный реактор под давлением (Pressurized Water Reactor ‒ PWR).
Функционирование РУ основано на двухконтурной схеме теплопередачи:
первичная система циркуляции (первый контур) с источником тепловой
энергии ‒ ядерным реактором, вторичная система циркуляции (второй кон-
тур) с турбогенераторной установкой и с системой охлаждения конденсата.
Основные технико-экономические характеристики APR-1400 представле-
ны в табл. 3.4.
3.4. Технико-экономические характеристики APR1400
Мощность тепловая (брутто), МВт 4000
Мощность электрическая, МВт 1450
Расход теплоносителя через реактор, м
3
/ч 101 340
Давление номинальное навыходе изактивной зоны, МПа 15,82
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 290,6
– навыходе изактивной зоны 323,9
Количество циркуляционных петель, шт. 2
Число горячих ниток петель 2
Число холодных ниток петель (по2 накаждую петлю) 4
Число ТВС вактивной зоне, шт. 241
Тип TВС Квадрат, 17×17
Количество твэлов вТВС 236
Диаметр твэлов, мм 9,5
Количество приводов СУЗ вреакторе, шт. 93
Тип парогенератора Вертикальный
Количество ГЦН, шт. 4
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
324
APR1400
Поскольку проект APR1400 развился из OPR1000, базовая конфигура-
ция системы пароснабжения АЭС осталась прежней.
Реакторная установка APR1400 представляет собой водо-водяной реак-
тор под давлением с двумя контурами теплоносителя.
Все компоненты РУ расположены внутри здания защитной оболочки.
При нормальной работе теплоноситель циркулирует по первому контуру РУ
и ПГ с помощью ГЦН. Теплоноситель реактора нагревается при прохож-
дении через активную зону РУ за счет энергии деления ядерного топлива
и охлаждается в ПГ, отдавая тепло второму контуру. Теплоноситель реакто-
ра также служит поглотителем нейтронов (водный раствор бора) для управ-
ления реактивностью.
Основными компонентами первого контура являются корпус реактора,
две симметричные петли контура теплоносителя реактора, каждая из которых
содержит одну горячую ветвь, две холодные ветви, один парогенератор и два
насоса ГЦН теплоносителя реактора, а также компенсатор давления, подклю-
ченный к одной из горячих ветвей. Два парогенератора и ГЦН расположены
симметрично относительно оси реактора (рис. 3.49, 3.50).
Принципиальная схема системы первого контура приведена на рис. 3.51.
. 3.49. Общий вид пространственной компоновки систем реакторной установки
APR1400
3.3. APR1400 — усовершенствованный энергетический реактор
325
ПГ
ПГ
ГЦН
ГЦН
КД
Реактор
Соединительный
трубопровод
Холодные
нитки петель
Горячие
нитки петель
. 3.50. Общий вид основного оборудования реакторной установки APR1400
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
326
РеакторAPR1400
Реактор APR1400 представляет собой тип реактора с водой под давле-
нием (PWR) с двумя петлями контура теплоносителя. Общий вид реактора
и внутрикорпусных устройств в разрезе показан на рис. 3.52.
Теплоноситель реактора поступает во входные патрубки корпуса реак-
тора, течет вниз между стенкой корпуса реактора и выгородкой активной
зоны, проходит через секцию направляющую поток, где распределение по-
тока выравнивается, и теплоноситель попадает в нижнюю камеру. Затем те-
плоноситель течет вверх через активную зону, отводя тепло от топливных
стержней. Нагретый теплоноситель поступает в зону выхода из активной
зоны, где он течет по внешней стороне направляющих труб СУЗ к выпуск-
ным патрубкам корпуса реактора (рис. 3.53).
Корпус реактора
Корпус реактора APR1400 представляет собой вертикально установлен-
ный цилиндрический сосуд с приваренным к нему полусферическим дни-
щем и съемной фланцевой полусферической крышкой (рис. 3.54).
Корпус реактора служит оболочкой для размещения внутренних
устройств (RVI), несущих конструкций активной зоны, тепловыделяющих
сборок, групп регулирующих стержней СУЗ, а также элементов управления
и контрольно-измерительных приборов и обеспечивает циркуляцию тепло-
носителя через активную зону.
Корпус реактора состоит из деталей фланца корпуса, полусферического
приварного днища, трех сварных обечаек (верхней, промежуточной и ниж-
КД
PZR
Корпус
реактора
ГЦН – 2B
RCP 2B
ПГ № 2
SG-II
ГЦН – 2A
RCP 2A
ГЦН – 1B
RCP 1B
ПГ № 1
SG-I
ГЦН – 1A
RCP 1A
Система
расхола-
живания
SCS
Система
аварийного
впрыска
SIS
Система
расхолаживания
SCS
Подпитка 1 контура
CVCS
Продувка
1 контур
а
CVCS
Система
газоудаления
RCGVS
Вспомогательный
впрыск от системы
подпитки 1 контура
CVCS
© Яуров С.В.
. 3.51. Принципиальная схема первого контура APR1400
3.3. APR1400 — усовершенствованный энергетический реактор
327
Привод СУЗ
Патрубки крышки
реактора
Крышка реактора
Патрубок САОЗ
Выходной
патрубок
ТВС
Выгородка
Шахта ВКУ
Корпус реактора
Опоры шахты ВКУ
Патрубки днища
реактора
Патрубки
устройств ВРК
Нижняя опорная
плита
Направляющая
потока
Сборки
с образцами-
свидетелями
Входной
патрубок
Корпус блока
защитных
труб
Тракт
каналов СУЗ
Верхняя сборка
канала термопар
. 3.52. Общий вид реактора APR1400 ивнутрикорпусных устройств вразрезе
. 3.53. Схема основных потоков
теплоносителя вреакторе APR1400
Общий
поток
Основной пот
ок
Байпас
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
328
ней), а также фланцевой верхней крышки. Фланец корпуса представляет
собой профилированное кольцо с обработанным выступом на внутренней
поверхности для поддержки опорной шахты активной зоны, которая, в свою
очередь, поддерживает внутренние устройства реактора и конструкцию ак-
тивной зоны. Днище изготовлено из цельной полусферической поковки.
Три обечайки, поковка днища и поковка фланца соединяются вместе свар-
кой. Кроме того, к корпусу приварены четыре поковки входных патрубков,
две поковки выходных патрубков, четыре поковки патрубков непосред-
ственного аварийного впрыска (DVI) и шестьдесят один патрубок каналов
внутриреакторного контроля (ВРК) (ICI). Патрубки DVI находятся выше
патрубков холодной ветви петли и распределены таким образом, чтобы из-
бежать помех патрубкам и опорным конструкциям корпуса реактора.
Верхняя крышка изготавливается из отдельной поковки и соединяется
с корпусом реактора фланцевым резьбовым соединением. Купол полус-
Патрубки крышки
реактора
Устройство
подъема крышки
реактора
Патрубок СУЗ
Выходной
патрубок
реактора
Образцы-
свидетели
реактора
Опорные пазы
ВКУ реактора
Направляющие
потока реактора
Патрубки днища
реактора
Крышка реактора
Фланец главного
разъема реактора
Верхняя обечайка
копуса реактора
Выходной патрубок
реактора
Средняя обечайка
копуса реактора
Нижняя обечайка
копуса реактора
Опорные кронштейны
копуса реактора
Днище копуса
реактора
. 3.54. Корпус реактора APR1400 сфланцевой крышкой вразрезе
3.3. APR1400 — усовершенствованный энергетический реактор
329
ферической крышки и фланец соединены вместе сваркой, образуя верх-
нюю крышку, к которой приварены патрубки механизмов приводов СУЗ
(CEDM).
Верхний блок реактора
Интегрированный верхний блок реактора в сборе (IHA) представляет
собой конструкцию на верхней части крышки корпуса реактора и состоит
из системы охлаждения приводов СУЗ CEDM, кожуха системы охлаждения,
термопар, защитной конструкции шлейфов электроразводок и подъемной
рамы-траверсы. Эти компоненты обычно разбираются, отдельно хранятся
и снова собираются во время каждой разборки реактора. IHA представляет
собой конструкцию, объединяющую и интегрирующую все элементы зоны
верхней крышки корпуса реактора в одну сборку, как показано на рис. 3.55.
Основным назначением IHA является сборка всех конструкций голов-
ной части реактора, компонентов систем, кабельной системы и их опор
в один блок, что позволяет сократить эксплуатационные операции по уста-
новке и снятию компонентов верхней части реактора. Кроме того, такая
конструкция верхнего блока способствует снижению радиационного воз-
действия на обслуживающий персонал, так как сокращается время разборки
и сборки реактора.
Внутрикорпусные устройства
Внутрикорпусные устройства реактора (рис. 3.56) разделены на две ос-
новные части, состоящие из нижних опорных конструкций активной зоны
и верхних направляющих конструкций. ВКУ состоят из опорных конструк-
ций активной зоны, которые включают в себя нижнюю опорную конструк-
цию (LSS), шахту внутрикорпусных устройств (CSB), выгородку активной
зоны (CS), а также внутриреакторный канал-воздушник аварийного охлаж-
дения зоны (ECBD). Верхняя направляющая конструкция (UGS) включает
в себя блок защитных труб (IBA).
Направляющие потока, хотя и функционируют как неотъемлемая часть
тракта потока теплоносителя, конструктивно отделены от внутренних
устройств реактора и находятся на днище корпуса реактора (см. рис. 3.54).
Опорные конструкции активной зоны предназначены для поддержки
и ориентации тепловыделяющих сборок активной зоны реактора и групп
элементов управления и защиты, а также для направления и распределения
потока теплоносителя в активной зоне.
Опорные конструкции активной зоны опираются на бурт верхнего
фланца шахты внутрикорпусных устройств, которая, в свою очередь, опи-
рается на выступ фланца корпуса реактора. Регулировка положения опор-
ных конструкций осуществляется с помощью четырех равноудаленных
шпонок во фланце, которые вставляются в шпоночные пазы в выступе
корпуса реактора и крышке реактора. Нижняя опорная конструкция обе-
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)