Учебная работа. Проектирование реакторной установки

Учебная работа. Проектирование реакторной установки

ВВЕДЕНИЕ

реактор судовой атомный

Разработана реакторная установка ВБЭР-300 мощностью 300 МВт (эл.) на базе технологий судовых блочных реакторов, опирающихся на долголетний опыт разработки, производства и эксплуатации корабельных и судовых реакторных установок.

РУ ВБЭР-300 является многообещающим энергоисточником для АТЭЦ и АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) с маленьким сроком реализации и симпатичными технико-экономическими показателями, решает задачку сотворения региональных атомных энергоисточников для теплоэлектроснабжения и расширения сектора использования атомной энергетики.

Важным и неотъемлемым требованием к АС является ее сохранность. Теория, положенная в базу энергоблоков с реакторными установками ВБЭР-300, отвечает завышенным требованиям сохранности, основанным на принципах самозащищенности, пассивной сохранности, с учетом значимого опыта эксплуатации ядерных установок такового типа.

Целью дипломной работы — является выбор хороших проектных решений, в том числе более хорошей структуры и масштаба строительства АС с РУ ВБЭР-300 вкладывательного проекта по более целесообразным рекламным, технико-технологическим, денежным, институциональным, экологическим, соц и иным решениям, предполагаемым в рамках реализации проекта.

Актуальность темы. Внедрение атомных станций средней мощности в региональные энергосистемы дозволит уменьшить Издержки регионов на закупки природного газа и топливного мазута, повысить системную надежность энергоснабжения, ограничить рост тарифов на электронную и термическую энергию, отпускаемую популяции и фабричным компаниям, сделать лучше экологическую обстановку в районе размещения.

Основной эффект использования атомных энергоисточников — крупномасштабная экономия природного газа в сфере теплофикации и теплоснабжения больших городов.

Главным условием внедрения атомных станций в региональную энергетику является обеспечение экономических преимуществ по сопоставлению с классическими углеводородными источниками энергии. Это обуславливает необходимость внедрения новейших, инноваторских для классической атомной энергетики решений, направленных на наиболее недлинные сроки сооружения и ввода в действие, понижение издержек на стройку и эксплуатацию блоков с выполнением требований по надежности и сохранности, предъявляемых к многообещающим атомным энергоисточникам.

Практическое

Инноваторский нрав реакторной установки ВБЭР-300, заключается в применении атомной паропроизводящей установки (ППУ) судового типа с водой под давлением.

Специальные требования использования ядерной энергии на атомных ледоколах сформировали особенный вид реакторной установки, соответствующими чертами которой стали предельная компактность, нужная для размещения установки в малом объеме реакторного отсека, герметичный контур первичного теплоносителя, завышенная надежность, высочайшая автоматизация и малая Потребность в обслуживании при эксплуатации. В связи с сиим применение атомных реакторов и энергоустановок судового типа для энергоблоков малой и средней мощности представляется логичным, экономически оправданным и технологически приготовленным.

Научная новизна дипломной работы заключается в формировании теоретических и практических качеств оценки эффективности вкладывательных проектов для компаний атомной отрасли.

К числу более существенных результатов, приобретенных лично создателем и владеющих научной новизной, относятся последующие результаты:

1) Определены индивидуальности критериев эффективности вкладывательных проектов в атомной энергетике. В качестве характеристик эффективности рассматриваются характеристики: предназначения, надежности, ремонтопригодности, живучести, сохранности, экологичности, стойкости к наружным действиям и др. Сформулированы и проанализированы главные подходы к определению характеристик эффективности проектов: дифференциальный, полный и смешанный. Определены главные требования к аспектам конкурентоспособности, эксплуатационным показателям, аспектам сохранности.

Выявленные индивидуальности критериев эффективности разрешают повысить объективность выбора действенных вкладывательных проектов с учетом особенностей атомной электроэнергетики.

2) Дано обоснование необходимости многокритериального выбора вкладывательных проектов в атомной электроэнергетике. Предложена модель полезного результата обозначенных проектов. В согласовании с данной для нас моделью при определении эффективности вкладывательных решений нужно вместе с экономическими плодами учесть: социальные, экологические, инноваторские, характеристики конкурентоспособности, сохранности и остальные причины.

Определены группы характеристик, относящихся к любому виду обозначенных результатов. Выявлены вероятные противоречия меж анализируемыми показателями каждой группы.

Для внедрения предложенной модели рекомендуется внедрение методологии многокритериального выбора.

3) Предложен многоуровневый подход к оценке эффективности вкладывательных проектов в атомной электроэнергетике, имеющих общественную значимость. В качестве уровней анализа могут выступать: уровень компании, региональный, федеральный и остальные уровни. Необходимость многоуровневого подхода обоснована значительными затратами, которые могут составлять 10-ки и сотки млрд тенге, значимой ролью муниципальных органов, соц, экологическими последствиями и требованиями к сохранности эксплуатации АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор). Определены главные валютные потоки для всякого уровня анализа, также аспекты выбора действенных решений.

Применение обозначенного подхода дозволит выполнить оценку эффективности вкладывательных проектов на любом уровне анализа.

4) Предложены процедуры определения эффективности вкладывательных проектов по совокупы критериев. Выявлены индивидуальности оценки эффективности единственного проекта и сопоставления нескольких проектов. Определены условия, при которых рациональные решения по любому из используемых проектов совпадают либо являются разными. Показано, что при использовании обычных экономических критериев для оценки эффективности единственного проекта применение всякого из критериев приводит к схожим результатам. В случае сравнительного анализа нескольких проектов данное условие в общем случае может не производиться. Предложенные процедуры могут отыскать применение для оценки эффективности вкладывательных проектов различного предназначения.

5) Разработана методика выбора действенных вкладывательных решений. Данная методика базируется на системном многоуровневом подходе к определению эффективности вкладывательных проектов.

В качестве уровней анализа могут выступать уровни: бизнес-единиц, компании, встроенных производственных структур, отраслей индустрии, муниципальных органов различных уровней управления.

Применение предлагаемой методики дозволит выполнить широкий «народно-хозяйственный» подход к выбору действенных вкладывательных решений с учетом публичных интересов.

Практическая значимость дипломной работы состоит в том, что ее результаты могут быть применены при определении эффективности общественно-значимых вкладывательных проектов в электроэнергетике промышленными предприятиями, предприятиями, входящими в состав ОАО (форма организации публичной компании; акционерное общество) «Казатомпром», административными органами различных уровней, финансовыми и другими структурами, научно-исследовательскими организациями и федеральными научно-производственными центрами. Результаты исследовательских работ также могут быть применены в учебном процессе на экономических и технических факультетах высших учебных заведений и при переподготовке кадров в области маркетинга-менеджмента.

1. Технологическая часть

1.1 Обоснование избранной технологии

Развитие общества соединено с подъемом экономики и ее базы -энергетики. В истинное время атомная энергетика является одним из главных глобальных источников электроэнергии, ее толика составляет примерно 17 % производимой электроэнергии. Экологические и экономические достоинства атомной энергетики разрешают рассчитывать на отличные перспективы ее развития и в предстоящем. Такое свойство атомной энергетики как конкурентоспособность с энергоблоками на органическом горючем, обусловленная наличием достаточного припаса ядерного горючего, неизменным ростом цен на углеводородное горючее, высвобождением транспорта, нужного для доставки сырья на объекты энергетики, отсутствием выброса в атмосферу загрязняющих веществ, в том числе, оксидов углерода, содействующих созданию парникового эффекта, делает подходящие условия для предстоящего развития атомной энергетики.

Избранная для реакторов ВБЭР-300 освоенная атомно-энергетическая водо-водяная разработка АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) (ВБЭР) зарекомендовала себя как надежный и экономный источник энергии, более всераспространенный в странах, имеющих атомную энергетику. А сочетание данной технологии с неповторимым русским опытом производства ядерных энергетических установок для атомного флота дозволяет значительно повысить надежность и сохранность АС с РУ ВБЭР в целом.

1.2 Теория проекта. Главные аспекты

Выбор проектных решений по тепломеханическим, электротехническим системам, АСУ ТП, средствам связи, физической защите, системам воззвания с ядерным топливом и радиоактивными отходами, системам технического водоснабжения, водно-химическому режиму, системе канализации, системам радиационной сохранности и контроля, системам обеспечения пожарной сохранности и иным представляет собой реализацию эволюционного подхода с внедрением опыта разработки, производства, строительства и эксплуатации русских и забугорных АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) с ВВЭР и АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) с PWR. При выбирании главных технических решений управлялся требованиями работающих законодательных и нормативных документов в области использования атомной энергии Русской Федерации и Республики Казахстан с учетом советов МАГАТЭ, требований EUR. Требования к проектированию систем и выбору оборудования АС с РУ ВБЭР-300 в РК выдвигаются на базе последующих главных положений:

— необходимости соответствовать требованиям современных норм и правил в части обеспечения завышенного уровня в ядерной, радиационной, технической и экологической сохранности;

— обеспечения экономической конкурентоспособности АС по сопоставлению с источниками энергоснабжения на органическом горючем за счет внедрения основного оборудования с завышенным сроком службы (до 60 лет), технических решений, снижающих сроки и стоимость сооружения АС и повышающих эффективность использования ядерного горючего, также понижения эксплуатационных издержек;

— результатов прогнозных расчетов по балансам мощности и энергопотребления региона расположения площадки АС, также анализа рынка сбыта;-

— ориентации на промышленную базу РФ (Российская Федерация — установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) с реакторами типа ВВЭР, на базе технических решений, не исчерпавших себя с учетом грядущей долголетней эксплуатации блока, при одновременной интеграции технических достижений и эволюционного совершенствования;

— учета комплекса работ, касающихся увеличения надежности оборудования и его ресурса, выполняемого применительно к работающим ВВЭР-1000, также для блоков АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) с ВВЭР новейшего поколения;

— использования результатов всего диапазона НИР и ОКР, выполненных как по судовым реакторным установкам, так и при разработке проектов АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) с ВВЭР;

— системного подхода к созданию энергоблока как неразрывного целого. Это нужно для удачного решения задач обеспечения надежности, сохранности и экономической эффективности блока, при всем этом обязана быть обеспечена сквозная система свойства и культуры сохранности. /1/

Приведены главные характеристики, характеризующие технологический процесс и принципные требования к основному технологическому оборудованию. Все главные характеристики приведены с учетом требований «Технического задания на проект АС в составе 2-ух блоков с РУ ВБЭР-300 в Республике Казахстан» инв. № А-90395 пм (по учету ОАО (форма организации публичной компании; акционерное общество) «НИАЭП»).

Принятая в проекте АС с РУ ВБЭР-300 разработка в целом опирается на долголетний опыт разработки, сооружения и эксплуатации судовых реакторных установок, также удачно эксплуатирующихся как в Рф, так и за рубежом АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) с реакторами типа ВВЭР, что выражается в наивысшем использовании материалов, оборудования и систем, подтвердивших свою надежность и ресурсные характеристики при эксплуатации. В ОБИН представлены главные требования к обеспечению сохранности энергоблока АС с РУ ВБЭР-300 исходя из убеждений ядерной, радиационной и технической сохранности, мотивированные вероятностные характеристики сохранности, включая оценку степени риска персонала и населения, основанные на требованиях НД, практике проектирования, подготовительных расчетах. Детализированное обоснование сохранности блока производится в ООБ на стадии сооружения АС, а в ограниченном объеме — в ПООБ на шаге получения лицензии на стройку АС в части концептуального описания объекта и его сохранности для окружающей среды и населения, включая подготовительный анализ сохранности и физической защиты.

В истинное время существует вариантность в реализации неких функций и систем для разных работающих, сооружаемых и проектируемых русских и забугорных АС. Проектные решения по АС с РУ ВБЭР-300 оптимизировались исходя из убеждений понижения серьезных вложений и эксплуатационных расходов при обеспечении требуемого уровня сохранности и надежности.

1.3 Общие проектные положения

Любой из 2-ух энергоблоков АС с РУ ВБЭР-300, проектируемый для Республики Казахстан, является моноблоком наибольшей электронной мощностью 295 МВт. Любой энергоблок может обеспечить наибольший отпуск тепла в теплофикационном режиме 1926 ГДж/ч (460 Гкал/ч) с подходящим понижением электронной мощности до 200 МВт. Назначенный срок службы всякого энергоблока — 60 лет. В реакторной установке ВБЭР-300 употребляется лицензированное, освоенное слабообогащенное оксидное горючее реакторов ВВЭР, обеспечивающее экономные топливные циклы. Перегрузка горючего делается один раз в два года. Прорабатываются варианты топливного цикла с перегрузками через один и 18 месяцев. Время нахождения (кампания) горючего в активной зоне составляет 6 лет. Главными компонентами всякого энергоблока являются реакторная установка с реактором типа ВБЭР-300 и турбоустановка. При всем этом реализована двухконтурная схема передачи тепла (производства пара) для турбины и трехконтурная термическая схема отпуска тепла пользователям. 1-ый контур представляет собой герметичную замкнутую систему, созданную для отвода тепла от активной зоны реактора и передачи его воде-пару второго контура в парогенераторе. /2/

Главным компонентом первого контура РУ ВБЭР-300 является реакторный блок, отличительной изюминка которого состоит в том, что корпуса реактора, 4 парогенераторов и гидрокамеры 4 ГЦН собраны в единый блок (встроенный корпус) сварными соединениями патрубков, через которые по схеме «труба в трубе» осуществляется циркуляция теплоносителя меж отдельным оборудованием. Таковым образом, реализуется малогабаритная сборка оборудования первого контура исключающая разветвленные петлевые циркуляционные трубопроводы, что дозволяет минимизировать размер герметичного огораживания и защитной оболочки, также повысить сохранность установки (исключить огромные и средние течи теплоносителя). В реакторном блоке реализована 4 петлевая схема циркуляции теплоносителя первого контура. Принудительная циркуляция теплоносителя при работе на мощности осуществляется главными циркуляционными насосами.

Набросок 1 — Сборка основного оборудования РУ и реакторного отделения в защитной оболочке головного корпуса.

Реакторный блок и главные сопряженные системы и оборудование располагаются в защитной герметичной оболочке реакторного отделения. Защитная оболочка двойная: внутренняя, выполненная из стали и рассчитанная на внутреннее давление и действия при проектных и запроектных трагедиях, и наружная, выполненная из железобетона и рассчитанная на наружные действия.

Для сотворения и поддержания давления первого контура в данных границах во всех режимах работы энергоблока предусмотрена вынесенная паровая система компенсации давления.

2-ой контур предназначен для выработки из питательной воды пара требуемых характеристик и транспортировки его на турбоустановку.

2-ой контур — нерадиоактивный, состоит из паропроизводительной части парогенераторов, паропроводов и трубопроводов питательной воды с арматурой, турбоустановки и вспомогательных систем.

Турбоустановка со вспомогательными системами размещена в турбинном отделении.

Любой энергоблок АС с РУ ВБЭР-300 обустроен системами сохранности как активного, так и пассивного принципа деяния. Для большинства систем сохранности предусматривается двухканальная схема с внутренним резервированием активных частей в границах канала.

При двухканальной схеме систем сохранности выполнение нормативных требований по обеспечению сохранности обеспечивается как по детерминистским, так и по вероятностным чертам благодаря резервированию частей снутри каналов и резервированию систем сохранности.

Отработавшее горючее хранится в стеллажах бассейна выдержки не наименее 5 лет с учётом способности полной выгрузки активной зоны реактора.

Объём бассейна выдержки определяется с учётом 15 % припаса по лежащему количеству ТВС, также способности размещения до 15 % дефектных ТВС в гермопеналах.

Горючее в бассейне выдержки хранится под защитным слоем воды, имеющей концентрацию борной кислоты не наименее 16 г/дм.

К главным системам сохранности, в проекте АС с РУ ВБЭР-300 в Республике Казахстан, относятся: !)

система приводов СУЗ;

система чистки и расхолаживания;

— система промежного контура остывания ответственных потребителей;

система аварийного остывания активной зоны;

система аварийной подпитки первого контура;

система ввода водянистого поглотителя;

система рециркуляции и ремонтного расхолаживания;

система аварийного отвода тепла;

система понижения давления в герметичном огораживании;

система остывания корпуса реактора;

система защиты первого контура от превышения давления;

система защиты второго контура от превышения давления;

система аварийного газоудаления;

система сжатого воздуха;

система остывания ответственных потребителей;

система защитных оболочек (герметичного огораживания);

система сжигания водорода снутри гермооболочки;

Набросок 2 — Схема реакторной установки ВБЭР-300

1-Реактор; 2-Парогенератор; 3-ГЦН; 4-Рекуператор СОиР; 5-Доохладитель СОиР; 6-9-Фильтр; 10-Насос; 11- Компенсатор; 12-Фильтр 3 контура; 13-Расширительный бак; 14-Теплообменник 3-4 контуров; 15-Насос 3 контура; 16-бак САОТ; 17-емкость САОТ; 18-ЗО; 19,20-Гидроаккумуляторы; 21-Шахта реактора; 22-Пит.клапан; 32-емкость аварийного ввода бора; 24-Бак системы подпитки; 25-Насос подпитки; 26-Насос системы рециркуляции; 27-Гидроаккумулятор; 28-ТО системы понижения давления в ЗО; 29-Конденсатосборник; 30-ТО системы рециркуляции

Состав и наименование систем могут уточняться на следующих стадиях проектирования система аварийного электроснабжения.

Проект АС содержит в себе ряд систем обычной эксплуатации, обеспечивающих работу АС в разных режимах. Главными системами обычной эксплуатации реакторного отделения являются: !)

система подпитки и борного регулирования;

система дренажа;

система подачи азота;

система газовых сдувок;

система дожигания водорода;

система воздухо- и газоудаления;

система дистиллата;

система остывания бассейна выдержки отработавшего горючего;

система спецканализации;

система остывания неответственных потребителей;

система бакового хозяйства.

Состав и наименование систем могут уточняться на следующих стадиях проектирования.

1.4 Состав и описание оборудования РУ и первого контура

1.4.1 Главные положения

Главными компонентами РУ ВБЭР-300 являются 1-ый контур (и связанные с ним системы) и 2-ой контур в границах герметичного огораживания (и связанные с ним системы).

1-ый контур предназначен для отвода тепла (образующегося в итоге управляемой ядерной реакции деления горючего) от активной зоны реактора и передачи его воде и пару второго контура в парогенераторах.

В состав первого контура входят последующие главные системы и составляющие:

реакторный блок;

система компенсации давления;

система чистки и расхолаживания.

В качестве теплоносителя первого контура употребляется вода с содержанием борной кислоты до 7,0 г/кг сначала кампании и не наиболее 0,1 г/кг в конце кампании.

Циркуляция теплоносителя первого контура:

— при работе на мощности и плановом расхолаживании -принудительная;

-при аварийном расхолаживании — принудительная либо естественная (при полном обесточивании).

2-ой контур предназначен для получения перегретого пара из питательной воды за счет отвода тепла от теплоносителя первого контура в парогенераторах и передачи его в паротурбинную установку.

Циркуляция теплоносителя второго контура:

-при работе на мощности и плановом расхолаживании — принудительная;

-при аварийном расхолаживании через систему аварийного отвода тепла естественная.

Главными компонентами второго контура реакторной установки являются парогенераторы (по питательной воде/пару), трубопроводы питательной воды и пара в границах герметичного огораживания, предохранительные устройства, арматура, два питательных комплекса (рабочий и запасный), механический фильтр узкой чистки питательной воды.

Таблица 1- Главные технические свойства РУ ВБЭР-300:

Наименование

1. Термическая мощность реактора, МВт

850

2. количество ГЦН / парогенераторов, шт.

4/4

3. Характеристики первого контура:

— давление, МПа;

— температура теплоносителя на входе / выходе активной зоны, °С;

— расход теплоносителя через реактор, т/ч

15,7

289,4/323,0

15600

4. характеристики второго контура:

— паропроизводительность, т/ч;

— давление перегретого пара на выходе ПГ, МПа;

— температура перегретого пара на выходе ПГ, °С;

— температура питательной воды, °С

Значения характеристик приведены для режима работы на мощности и могут уточняться в процессе оптимизации при разработке проекта РУ

1538

6,38

305

220

100 % номинальной

5. Главные свойства активной зоны:

— удельная энергонапряженность, МВт/м ;

— режим перегрузки;

— длительность кампании меж частичными перегрузками, эфф.сут

64,3

трехкратная частичная

660-670

6. Число часов использования установленной мощности реактора в год, ч, не наименее

8000

7. Назначенный срок службы незаменяемого оборудования, лет

60

Ниже представлено короткое описание основного оборудования головного циркуляционного контура — реакторного блока (и его компонент) и компенсатора давления.

1.4.2 Реакторный блок. Общее описание

Реакторный блок предназначен для производства пара требуемых характеристик за счет тепла ядерной реакции.

В состав реакторного блока входят последующие главные составляющие:

реактор с активной зоной;

четыре парогенератора;

четыре основных циркуляционных насоса;

верхний блок с приводами СУЗ.

Отличительной индивидуальностью компоновки реакторного блока РУ ВБЭР-300 будет то, что корпуса реактора, парогенераторов и гидрокамеры основных циркуляционных насосов соединяются меж собой при помощи сварки через недлинные патрубки в встроенный корпус. Таковая сборка исключает трубопроводы огромного поперечника, а вкупе с тем и класс аварий с большенными течами.

В конструкции интегрированного корпуса также использованы страховочные устройства — силовые шарнирные соединения парогенераторов с реактором, обеспечивающие малое обоюдное перемещение корпусов при гипотетичном гильотинном разрыве сварного шва головного патрубка.

Технические решения, использованные при разработке конструкции реакторного блока, доказаны подходящим положительным опытом внедрения их в эксплуатирующихся судовых установках.

Для производства основного оборудования реакторного блока используются переработанные технологии, направленные на классические фабрики — изготовители, владеющие опытом производства изделий — аналогов, современным производственным оборудованием и комплексом средств технического контроля свойства, апробированной технологией формирования интегрированного корпуса как на заводе — изготовителе, так и на месте монтажа с применением автоматических методов сварки и наплавки. /3/

Все основное оборудование реакторного блока (корпус реактора, двойные блоки «парогенератор и гидрокамера ГЦН», крышка и др.) может транспортироваться жд, авто либо аква транспортом.

Циркуляция теплоносителя первого контура в реакторном блоке осуществляется последующим образом.

Теплоноситель с напора ГЦН через внутренние насосные патрубки и кольцевую полость парогенератора попадает в реактор. Пройдя круговой зазор меж корпусом реактора и обечайкой внутрикорпусной шахты теплоноситель через щелевой фильтр попадает в напорную камеру активной зоны. Пройдя активную зону, подогретый теплоноситель первого контура попадает в сливную камеру реактора, откуда через главные патрубки поступает в круговой зазор меж обечайкой трубной системы и корпусом парогенератора, а потом через переливные окна на трубную систему парогенераторов. Из парогенераторов охлажденный теплоноситель первого контура по кольцевым полостям меж главными и внутренними патрубками поступает в гидрокамеры на всас основных циркуляционных насосов замыкая круг циркуляции.

Набросок 3- Реакторный блок

1 — корпус встроенный, 2 — активная зона, 3 — шахта внутрикорпусная, 4 — блок труб и устройств, 5 — блок верхний, 6 — привод СУЗ, 7 — трубная система парогенератора, 8 — основной циркуляционный насос

В качестве материала компонент интегрированного корпуса употребляется перлитная сталь с противокоррозионной наплавкой. Назначенный срок службы интегрированного корпуса — 60 лет.

На корпусах парогенераторов расположены патрубки для подключения трубопроводов сопряженных систем. Все патрубки имеют сужающие устройства, созданные для ограничения течи при разгерметизации данных трубопроводов.

Высота реакторного блока — 15285 мм, описанный поперечник реакторного блока — 11210 мм, масса реакторного блока в сухом состоянии — 1257 т (в рабочем состоянии — 1438 т).

Реакторный блок установлен и раскреплен в бетонной шахте (снутри герметичного огораживания), выполняющей функции опорной конструкции и био защиты. По периферии шахты в районе активной зоны реактора расположены 12 ионизационных камер. Нижняя часть корпуса реактора располагается в железном кессоне, созданном для остывания корпуса в запроектных трагедиях, связанных с томным повреждением активной зоны.

1.4.3 Реактор с активной зоной

Главные составляющие реактора расположены в корпусе реактора (JAA), являющегося составной частью интегрированного корпуса реакторного блока.

В корпусе реактора располагается выемной блок (включающий внутрикорпусную шахты и блок труб и устройств) созданный для размещения активной зоны и организации циркуляции теплоносителя первого контура.

В реакторе применена кассетная активная зона (JKA), в состав которой входят 85 каркасных безкожуховых ТВС шестигранного профиля типа ТВС А эксплуатирующихся на 17 энергоблоках с реакторными установками ВВЭР-1000).

Данная система обеспечивает геометрическую стабильность ТВС и, соответственно, стабильность нейтронно-физических и теплогидравлических черт активной зоны, также исключает заклинивание всасывающих частей рабочих органов СУЗ в направляющих каналах, что в свою очередь дозволяет обеспечить надежность и сохранность активной зоны в процессе использования.

В качестве основного режима эксплуатации активной зоны реакторной установки ВБЭР-300 на данной стадии проектирования принят режим 3-х кратных частичных перегрузок горючего один раз в два года со сроком службы ТВС 6 лет (вероятна реализация остальных режимов перегрузок).

Относительно ВВЭР-1000 в ВБЭР-300 снижены на -40% энергонапряженность активной зоны и линейная перегрузка твэл.

В ТВС употребляется переработанные твэл реакторов ВВЭР-1000. В качестве горючего употребляются пилюли диоксида урана (обогащением по U-235 не наиболее 5 %).

кислоты в теплоносителе первого контура.

Для контроля за нейтронно-физическими и теплотехническими параметрами активной зоны в части ТВС инсталлируются зонды СВРК.

Коэффициенты реактивности активной зоны отрицательны во всем спектре эксплуатационных характеристик.

действие на реактивность в обычных и аварийных режимах работы обеспечивается за счет:

конфигурации положения всасывающих стержней (электромеханической системой действия на реактивность);

конфигурации концентрации бора в теплоносителе первого контура (системой подпитки и борного регулирования при обычной эксплуатации либо системой ввода водянистого поглотителя при трагедиях отказах в электромеханической системе действия на реактивность).

Рабочие органы СУЗ активной зоны представляют собой кластеры, выполненные в виде пучков всасывающих стержней, объединенных общей траверсой и перемещающихся снутри направляющих трубок в ТВС. Любой РО СУЗ (48 шт.) {перемещается} личным приводом СУЗ.

Все рабочие органы СУЗ сразу являются органами компенсации реактивности и аварийной защиты (приоритетная функция).

По сигналам аварийной защиты происходит погружение всех РО СУЗ в активную зону под действием собственного веса опосля обесточивания приводов СУЗ.

количество рабочих органов СУЗ назначено из условия обеспечения в хоть какой момент кампании (без более действенного РО) подкритичности активной зоны в расхоложенном до ~ 120 °С состоянии с учетом отравления ксеноном.

1.4.4 Парогенератор

Парогенератор (JEA10-40) предназначен для выработки пара требуемых характеристик. Парогенератор представляет собой вертикальный змеевиковый модульный теплообменный аппарат поверхностного типа, в каком осуществляется термообмен меж теплоносителем первого контура, циркулирующим в межтрубном пространстве, и рабочей средой второго контура, циркулирующей во внутритрубном пространстве.

Вид парогенератора представлен на рисунке 4.

Главными составными частями всякого парогенератора являются корпус (являющийся составной частью интегрального корпуса реакторного блока) и трубная система.

Система трубной системы разработана на базе конструктивных решений, использованных в парогенераторах реакторных установок транспортного предназначения, надежная работоспособность которых доказана огромным объемом выполненных НИР и ОКР, также долгим опытом эксплуатации.

Теплообменная поверхность трубной системы состоит из 55 унифицированных змеевиковых парогенерирующих модулей, охваченных по периферии обечайкой трубной системы. По питательной воде и пару парогенерирующие модули объединены в три независящие друг от друга секции.

Циркуляция рабочих сред парогенератора осуществляется последующим образом:

— теплоноситель первого контура подводится в парогенератор из реактора по кольцевому зазору меж внутренним и внешним патрубками. Дальше, по зазору меж корпусом и внешной обечайкой трубной системы теплоноситель поднимается в высшую часть и через окна обечайки попадает в напорную камеру. Потом теплоноситель распределяется по парогенерирующим модулям и двигается сверху вниз по межтрубному месту, отдавая тепло среде второго контура, соединяется в полость меж внешной обечайкой трубной системы и корпусом парогенератора, поднимается ввысь и через круговой зазор меж внутренним и внешним патрубками отводится на всас головного циркуляционного насоса и дальше в реактор;

— питательная вода через питательные патрубки подается в питательные коллекторы и, опускаясь вниз по питательным трубам, распределяется по теплообменным трубам модулей. Двигаясь снизу ввысь во внутритрубном пространстве змеевиков теплообменной поверхности, вода подогревается до кипения, преобразуется в пар и перегревается до требуемых характеристик. Пар от модулей поступает в пароотводящие каналы крышки парогенератора и через паровые коллекторы и паровые патрубки отводится в паровые трубопроводы.

Назначенный срок службы трубной системы парогенератора 30 лет.

Набросок 4 — Парогенератор

1 — корпус парогенератора, 2 — фланец нажимной, 3 — крышка парогенератора, 4 — коллектор питательный, 5 — модуль парогенерирующий

1.4.5 Основной циркуляционный насос

Основной циркуляционный насос (JEB10-40) предназначен для обеспечения циркуляции теплоносителя первого контура снутри реакторного блока и представляет собой моноблочный агрегат, состоящий из осевого насоса и герметичного асинхронного электродвигателя.

Проточная часть насоса содержит в себе направляющий фланец, рабочее колесо и направляющий аппарат.

Электродвигатель (мощностью 1300 кВт) состоит из корпуса статора со интегрированным трубчатым холодильником, магнитопровода с обмоткой статора, ротора, подшипников и крышки. Магнитопровод и обмотка статора разделены от роторной полости тонкостенной перегородкой, которая приваривается к корпусу статора.

Подвод электропитания к обмотке статора осуществляется через прочно-плотные электровводы.

Ротор электродвигателя вращается в подшипниках скольжения. Осевое усилие, действующее на ротор, воспринимается упрямым подшипником и пятой.

В нижней части ротора, над рабочим колесом, располагается маховик, который обеспечивает насосу нужный выбег при обесточивании электродвигателя.

Смазка и остывание подшипников скольжения, также остывание ротора и статора электродвигателя осуществляется водой автономного контура, перекачиваемой с помощью вспомогательного колеса (импеллера).

Вода автономного контура и корпус электронасоса охлаждаются водой промежного контура, циркулирующей в змеевиковом холодильнике.

Корпус статора всякого ГЦН крепится к соответственной гидрокамере ГЦН (являющейся составной частью интегрального корпуса реакторного блока).

Назначенный срок службы головного циркуляционного насоса 30 лет.

Набросок 5- Основной циркуляционный насос

1 — подшипник круговой, 2 — обмотка статора, 3 — магнитопровод, 4 — датчик сигнализатора оборотов, 5 — сигнализатор уровня, 6 — термопреобразователь сопротивления, 7 — рабочее колесо, 8 — подшипник круговой, 9 — подшипник упрямый, 10 — клеммная коробка, 11 — аппарат спрямляющий, 12 — фланец направляющий, 13- обмотка ротора, 14- статор, 15 — холодильник, 16 — прокладка, 17 — маховик, 18 — крышка, 19 — импеллер, 20 — перегородка, 21 — шпильки, 22 — тор, 23 — накидной фланец.

1.4.6 Верхний блок с приводами СУЗ

Главными сборочными верхнего блока являются крышка и приводы рабочих органов СУЗ (приводы СУЗ).

Крышка обеспечивает герметизацию головного разъема реактора с помощью шпилек Ml50 с 2-мя кольцевыми металлическими прокладками круглого сечения подобных уплотнению головного разъема реактора ВВЭР-1000. На крышке размещены стойки для установки приводов СУЗ и стойки для герметизации стоек СВРК. Остывание стоек приводов СУЗ — воздушное.

Привод рабочих органов СУЗ предназначен для управления реактивностью реактора методом конфигурации положения рабочего органа СУЗ в активной зоне в режимах запуска и вывода реактора на мощность, поддержания и конфигурации данных характеристик реактора, останова и поддержания реактора в подкритическом состоянии.

Приводы рабочих органов СУЗ электромеханического типа (48 шт.) являются составной частью системы управления и защиты реактора.

Привод СУЗ обеспечивает выполнение последующих функций:

подъем и опускание РО СУЗ с данной скоростью в границах рабочего хода в режиме перемещения от электродвигателя, также удержание РО СУЗ в данном положении;

опускание РО СУЗ с требуемой скоростью в режиме самохода (под действием силы тяжести подвижных частей) из хоть какого положения рабочего хода при обесточивании электродвигателя;

стопорение рабочего органа СУЗ от самопроизвольного перемещения ввысь из активной зоны при наружных и внутренних действиях;

— выдачу сигналов о положении рабочего органа СУЗ в активной зоне и сигналов на остановку электродвигателя в верхнем и нижнем рабочих положениях РО;

— ручное перемещение РО СУЗ;

сцепление и расцепление с РО СУЗ. Привод СУЗ обеспечивает:

скорость перемещения РО СУЗ от электродвигателя — от 1 до 20 мм/с;

— время опускания РО СУЗ в режиме «самохода» из верхнего рабочего положения при прохождении рабочего хода — не наиболее 3,3 с.

Привод СУЗ состоит из последующих главных частей: шагового электродвигателя, обгонной муфты, реечного механизма, редуктора, датчика положения, датчика перемещения.

Назначенный срок службы привода СУЗ — 30 лет.

1.4.7 Компенсатор давления первого контура

Компенсатор давления является главным компонентом системы компенсации давления первого контура (JEF), которая обеспечивает создание давления в первом контуре реакторной установки, поддержание давления при работе реакторной установки в стационарных режимах в данных границах и ограничение отклонений давления в переходных и аварийных режимах.

В реакторной установке ВБЭР-300 применена вынесенная паровая система компенсации давления. Не считая компенсатора давления, в состав системы входят регулирующая и предохранительная арматура, трубопроводы.

Главными составными частями компенсатора давления являются корпус, электронагреватели, душирующее устройство, внутренние металлоконструкции.

Компенсатор давления подключен к первому контуру по «жаркой ветке» трубопроводом к одному из парогенераторов. Впрыск «прохладного» теплоносителя в душирующее устройство компенсатора давлении делается с напора головного циркуляционного насоса по трубопроводу с 2-мя (параллельно установленными) быстродействующими клапанами (клапаны впрыска).

размеры компенсатора давления, соотношение пара и воды в нем, производительность впрыска и мощность электронагревателей обеспечивают:

поддержание давления в первом контуре в определенных проектом интервалах и изменение давления с допустимыми скоростями во всех проектных режимах;

исключают оголение электронагревателей и превышение очень допустимого уровня теплоносителя в нем при изменении мощности реакторной установки в спектре от нулевой до номинальной.

При плановом разогреве и расхолаживании изменение размера теплоносителя в первом контуре возмещается системами дренажа и подпитки.

Для обеспечения термостабилизации главных трубопроводов системы предусмотрен неизменный маленький расход теплоносителя с напора головного циркуляционного насоса через душирующее устройство параллельно регулирующим клапанам. /4/

Корпус компенсатора давления сделан из перлитной стали с противокоррозионной наплавкой. Назначенный срок службы корпуса компенсатора давления — 60 лет (назначенный срок службы электронагревателей 10 лет).

На компенсаторе давления установлены два импульсных-предохранительных устройства (ИЛУ), обеспечивающие защиту первого контура от превышения давления сверх допустимого.

1.4.8 Состав и описание систем и оборудования турбинного отделения и второго контура

Выбор технологии основного и вспомогательного тепломеханического оборудования машинного зала и деаэраторного отделения представляет собой реализацию эволюционного подхода с внедрением опыта разработки, производства, строительства и эксплуатации русских АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор).

Для АС с РУ ВБЭР-300 в Республике Казахстан предусматривается, реализация хороших решений исходя из убеждений понижения серьезных вложений и эксплуатационных расходов, при обеспечении требуемого уровня сохранности и эксплуатационной надежности.

В составе всякого энергоблока предусматривается быстроходная одновальная конденсационная турбоустановка подвального типа Т-200/300-6,1/50 электронной мощностью 295 МВт. Электронная мощность обеспечивается при термический мощности реактора 850 МВт, давлении свежайшего пара на входе в турбину 6,08 МПа, температуре свежайшего пара на входе в турбину 300 °С, абсолютном давлении в конденсаторе 5 кПа и средней температуры морской охлаждающей воды 10,3 °С, при отсутствии доп отборов пара.

Таблица 2 Главные теплотехнические свойства турбоустановки

Наименование

1. Результаты расчета турбоустановки в конденсационном режиме:

1.1 Удельный расход тепла (брутто), кДж/кВт-ч(ккал/кВт-ч)

1.2 Расход пара в турбину, т/ч

1.3 Мощность генератора (на клеммах), МВт

1.4 температура питательной воды, °С

10145

(2423)

1538

295

220

2. Результаты расчета турбоустановки в теплофикационном режиме:

2.1 Удельный расход тепла (брутто), кДж/кВт-ч(ккал/кВт-ч)

2.2 Расход пара в турбину, т/ч

2.3 Мощность генератора (на клеммах), МВт

2.4 температура питательной воды, °С

2.5 КПД турбоустановки (брутто)

5338

(1275)

1538

200

220

0,67

Обозначенные в таблице и дальше по тексту характеристики могут уточняться в процессе оптимизации при разработке проекта турбоустановки.

Определяющий систему турбины показатель — скорость вращения вала турбоагрегата — избран равным 3000 о/мин./5/

Естественным преимуществом быстроходной (частотой вращения, равной частоте сети) турбины является сокращение серьезных издержек на сооружение машинного зала и установка, также эксплуатационных издержек на ремонты и сервис турбоагрегата ввиду наименьших габаритов и массы статорных и роторных деталей турбины и генератора.

1.4.9 Мероприятия по энергосбережению

Энергосбережение — реализация правовых, организационных, научных, производственных, технических и экономических мер, направленных на действенное (рациональное) внедрение (и экономичное расходование) ТЭР и на вовлечение в хозяйственный оборот возобновляемых источников энергии.

В системы электроснабжения компании входят электронные сети напряжением 0,4 кВ, 6 либо 10 кВ, понижающие трансформаторы, электродвигатели, электропривод, осветительные комплексы, системы автоматизации и др.

Вопросцы сбережения и экономии электроэнергии содержат организационные и технические мероприятия. Организационные мероприятия включают:

* разработку планов употребления электроэнергии и удельных норм ее расходования;

* упорядочение употребления электроэнергии в электросиловых установках;

* поддержание оптимального режима использования электроосвещением;

* учет расхода электроэнергии;

* корректность взаиморасчетов с энергосберегающими организациями и посторонними пользователями;

* подведение итогов работы по экономии электроэнергии.

Технические мероприятия включают:

* понижение утрат электроэнергии в сетях и линиях электропередачи;

* реконструкцию сетей без конфигурации напряжений;

* перевод сетей на завышенное напряжение;

* включение под нагрузку запасных линий электропередачи;

* понижение утрат в силовых трансформаторах;

* применение экономически целесообразного режима одновременной работы трансформаторов.

Главные энергосберегающие направления в электроэнергетике:

* оптимальный выбор мощности электродвигателей, приводов устройств и трансформаторов, при которых обеспечиваются высочайшие коэффициенты мощности и коэффициенты полезного деяния;

* автоматизация электроприводов и осветительных сетей, направленных на экономичное расходование электроэнергии;

* применение частотно-регулируемого электропривода на механизмах

с переменной производительностью;

* разработка производственно-технологических действий с учетом норм расхода электроэнергии.

Энергосбережение в системах электроснабжения компании включает последующие главные мероприятия:

1. Модернизация систем возбуждения синхронных движков (СД) методом подмены аналоговых на цифровые возбудительные устройства (ЦВУ). ЦВУ разрешают повысить надежность возбудителя, сделать лучше условия запуска СД, обеспечивают оперативный анализ работы СД в переходных и нагрузочных режимах, обеспечить защиту от некорректных действий персонала, понизить утраты в примыкающей сети, повысить статическую и динамическую устойчивость работы СД. /6/

2. Применение гидродинамических муфт (ГМД) для регулирования производительности синхронных движков, что дозволяет сберегать до 15 % электроэнергии, повысить свойство регулирования характеристик технологических действий, повысить срок службы, запуск мотора без перегрузки.

3. установка полупроводниковых пусковых устройств для синхронных движков.

4. Внедрение современных осветительных комплексов с металлогалогенными лампами. Подмена ламп ДРЛ-400 на лампы НЛВД-300. Подмена ламп накаливания на малогабаритные люминесцентные Е-27.

5. Внедрение современных автоматических систем коммерческого учета энергоресурсов на базе микропроцессорной техники.

6. Внедрение частотно-регулируемого электропривода и систем автоматического регулирования на основном и вспомогательном оборудовании.

7. оптимизация режимов работы систем электроснабжения по реактивной мощности методом автоматического регулирования возбуждения синхронных движков и автоматического включения батарей статических конденсаторов.

8. Применение современных сверхтехнологичных уплотняющих материалов для электронных насосов.

9. Автоматизация управления освещением методом установки фотореле, также постоянная (по графику) чистка осветительных приборов.

Поддержания номинальных уровней напряжения в сетях. Повышение коэффициентов загрузки электроприемников с электродвигателями и трансформаторных подстанций и ограничения их холостого хода.

Оснащение систем электроснабжения системами мониторинга употребления электроэнергии.

Сокращение области внедрения ламп накаливания и подмена их люминесцентными.

Применение компактных криптоновых ламп заместо обыденных люминесцентных.

Подмена люминесцентных ламп старенькой модификации на новейшие: 18 Вт заместо 20, 38 Вт заместо 40, 58 Вт заместо 65.

Расцветка помещений в наиболее светлые тона.

Подмена электромагнитных пускорегулирующих устройств у люминесцентных ламп на электрические.

Уменьшение числа личных бытовых устройств (кипятильники, кофеварки, электрочайники и т.д.).

1.4.9.1 Общие мероприятия по энергосбережению

1. Предназначение ответственного лица за расходом энергоносителей и проведение мероприятий по энергосбережению.

2. Улучшение порядка работы организации и оптимизация работы систем освещения, вентиляции, водоснабжения.

3. Соблюдение правил эксплуатации и обслуживания систем энергопотребления и отдельных энергоустановок, введение графиков включения и отключения систем освещения, вентиляции, термических завес и т.д.

4. Организация работ по эксплуатации осветительных приборов, их очистке, своевременному ремонту оконных рам, оклейка окон, ремонт санузлов и т.п.

5. Ведение разъяснительной работы с сотрудниками по вопросцам энергосбережения.

6. Ежеквартальная проверка и корректировка договоров на энерго- и ресурсопотребление с энергоснабжающими организациями.

Вывод по первой части ДР

Данный тип реакторной установки был избран в итоге сравнительного анализа вариантов размещения в Актау разных энергетических блоков, использующих как ядерную энергию, так и классические (работающие на угле, газе) и другие (ветровые, солнечные) источники энергии.

Современные условия формирования топливно-энергетического баланса страны обусловили необходимость новейшей стратегии развития атомной энергетики страны, направленной на ускоренный ввод энергоблоков АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) новейшего поколения в Мангистауской области с достижением ее толики до 40-55 % от суммарной генерирующей мощности, обеспечение эксплуатационной сохранности, увеличение конкурентоспособности по сопоставлению с энергоисточниками на органическом горючем и достижение баланса экономических и соц интересов республиканского и обласного уровней.

Стратегия развития генерирующих мощностей АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) в стране быть может реализована лишь в критериях обеспечения сохранности ядерного топливного цикла, их конкурентоспособности в современном энергетическом рынке и социальной приемлемости на региональном уровне, потому остро встает неувязка оценки эффективности вкладывательных проектов и выбора желательных решений в электроэнергетике (как атомной, так и термический), при всем этом она по-разному решается в централизованной и рыночной экономиках.

ВБЭР-300 относится к более освоенному в мировой практике классу корпусного водо-водяного реактора. За базу проекта принята малогабаритная блочная система ППУ, используемая на атомных ледоколах. Беря во внимание опыт эксплуатации и существующую производственно-технологическую базу, для ВБЭР-300 не требуются масштабные научно-исследовательские работы, что является одним из причин понижения временных и денежных издержек на реализацию проекта.

Проектная теория ВБЭР-300 базирована на сочетании технологий и опыта сотворения и эксплуатации судовых ядерно-энергетических установок с решениями по активной зоне и топливному циклу АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) с реакторами ВВЭР.

2. Расчетная часть

2.1 Техническое задание

В данном разделе было нужно создать основной циркуляционный насос (ГЦН), созданный для циркуляции теплоносителя в первом контуре. В связи с повышением единичных мощностей блоков АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) возникает необходимость в разработке ГЦН с рабочим колесом (РК) осевого типа.

Высочайшие требования к надежности и долговечности таковых насосов обоснованы последующим:

1) ГЦН устанавливается в первом контуре и потому фактически недосягаемы для ремонта во время работы АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор);

2) вода в контуре циркулирует при высочайшем давлении (до 160 кгс/см2) и температуре (до 300 °С).

Требования к ГЦН обоснованы предназначением и критериями их эксплуатации (бесперебойный теплоотвод от реактора, высочайшая температура и завышенное давление рабочего теплоносителя, его радиоактивность):

— высочайшая надежность, т.к. ГЦН должны работать накрепко и обеспечивать устойчивую работу при обычной эксплуатации и в переходных режимах в течение долгого времени;

— надежная герметизация ГЦН во избежание утечки теплоносителя из первого контура; обеспечение ремонта насосов с наименьшим временем нахождения вблизи от их ремонтного персонала для демонтажа вынимаемых частей ГЦН;

— материалы проточной части ГЦН должны отвечать всем требованиям, предъявляемым к материалам головного циркуляционного контура:

ь не должны вести взаимодействие с теплоносителем в рабочем спектре температур и давлений;

ь должны допускать дезактивацию щелочными и кислотными смесями;

ь должны быть коррозионно-стойкими и устойчивыми против эрозии при предельных скоростях движения теплоносителя в проточных частях.

Таблица 3. Техническое задание

Величина

подача насоса Q, м3/ч

]]>