Технологические схемы и компоновка АЭС

Технологические схемы АЭС весьма разнообразны и определяются как типом реактора, так и числом контуров. Технологическая схема и компоновка оборудования первого контура двухконтурной АЭС с реактором на тепловых нейтронах показана на рис. 3.24.

Ядерное топливо, находящееся в ТВЭЛах определенной формы, доставляется в контейнерах 1 на электростанцию и с помощью перегрузочного крана 3 загружается в активную зону реактора 4. Кассеты с отработавшими ТВЭЛами помещаются в бассейн 2, где выдерживаются в течение определенного времени. Когда радиоактивность горючего и материала кассет уменьшается до нормативных значений, кассеты в контейнерах вывозят на перерабатывающие заводы.

Рис. 3.24. Технологическая схема первого контура АЭС:

1 – контейнер; 2 – бассейн; 3 – перегрузочный кран; 4 – реактор;

5 – мостовой кран реакторного зала; 6 – главная задвижка; 7 – главный циркуляционный насос; 8 – парогенератор;

9 – трубопроводы питательной воды;

10 – трубопроводы вторичного пара

Теплота, выделяющаяся в реакторе и воспринятая теплоносителем, передается рабочей среде в парогенераторе (ПГ) 8. При трехконтурной схеме между теплоносителем первого контура и рабочей средой имеется еще промежуточный контур (см. рис. 3.21, в).

Пар, образовавшийся в ПГ (при двухконтурных и трехконтурных схемах) или в реакторе (при одноконтурной схеме), направляется по паропроводу к турбине. На схеме первого контура двухконтурной АЭС (см. рис. 3.24) пар направляется к турбине по трубопроводу 10, питательная вода подается в ПГ по линии 9.

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герме­тичным. Предусматривается система конт­роля мест возможной утечки теплоноси­теля, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружаю­щей местности. Оборудование реакторно­го контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслу­живаются. Радиоактивный воздух и не­большое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможно­сти загрязнения атмосферы предусмот­рены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС сле­дит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек

ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядер­ной реакции; аварийная система расхо­лаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологической защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхо­лаживания и службы дозиметрического контро­ля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вред­ных воздействий радиоактивного облу­чения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность боль­шинства АЭС – использование пара сравнительно низких параметров, на­сыщенного или слабо перегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепари­рующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем, что теплоноситель и со­держащиеся в нем примеси при прохож­дении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины од­ноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоно­сителя. На двухконтурных АЭС с высо­кими параметрами пара подобные требо­вания к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяженность коммуникаций, связанных с радиоак­тивными средами, повышенная жест­кость фундаментов и несущих конст­рукций реактора, надежная организа­ция вентиляции помещений.

В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор–турбина. В машинном зале рас­положены турбогенераторы и обслужи­вающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управле­ния станцией.

В большинстве промышленно развитых стран (Россия, США, Англия, Фран­ция, Канада, Германия, Япония и др.) мощность действующих и строящихся АЭС к 2000 году доведена до десятков гигаватт. По данным Международного атомного агентства ООН установленная мощность всех АЭС в мире к 2000 году превысила 300 ГВт.

За годы, прошедшие со времени пуска в эксплуатацию пер­вой АЭС, было создано несколько конструкций ядерных реак­торов, на основе которых началось широкое развитие атомной энергетики в нашей стране.

АЭС, являющиеся наиболее современным видом электростанций, имеют ряд существенных преимуществ перед другими видами электростанций: при нормальных условиях функционирования они абсолютно не загрязняют окружающую среду, не требуют привязки к источнику сырья и, соответственно, могут быть размещены практически везде. Новые энергоблоки имеют мощность практически равную мощности средней ГЭС, однако коэффициент использования установленной мощности на АЭС (80 %) значительно превышает этот показатель у ГЭС или ТЭС. Об экономичности и эффективности атомных электростанций может говорить тот факт, что из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколь­ко при сжигании примерно 3000 т каменного угля.

Значительных недостатков АЭС при нормальных условиях функционирования практически не имеют. Однако нельзя не заметить опасность АЭС при возможных форс–мажорных обстоятельствах: землетрясениях, ураганах и т.п., так как здесь старые модели энергоблоков представляют потенциальную опасность радиационного заражения территорий из–за неконтролируемого перегрева реактора.

Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зо­ны является ТВЭЛ, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стои­мость. В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые ТВЭЛы с то­пливом в виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из ста­ли или циркониевого сплава. ТВЭЛы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.

Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность ТВЭЛов, и значитель­ная энергонапряженность топлива требуют наличия исключительно высокой стойкости и надежности ТВЭЛов. Помимо этого, условия работы ТВЭЛов осложняются высокой ра­бочей температурой, достигающей 300–600 °С на поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием потока нейтронов (флюенс достигает 10² нейтрон/м²).

К ТВЭЛам предъявляются высокие технические требования:

1) простота конструкции;

2) механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечи­вающая сохранение размеров и герметичности;

3) малое поглощение нейтронов конструкционным материалом ТВЭЛа и мини­мум конструкционного материала в активной зоне;

4) отсутствие взаимодействия ядерного топлива и продуктов деления с оболоч­кой ТВЭЛов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах.

Геометрическая форма ТВЭЛа должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты тепло­носителем от всей поверхности ТВЭЛа, а также гарантировать большую глубину выго­рания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. ТВЭЛы должны обладать радиационной стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обла­дать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек ТВЭЛов должна сохра­няться в течение всего срока работы активной зоны (3–5 лет) и последующего хранения отработавших ТВЭЛов до отправки на переработку (1–3 года). При проектировании ак­тивной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повре­ждения ТВЭЛов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется та­ким образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения ТВЭЛов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителем, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации воз­можно нарушение герметичности оболочек отдельных ТВЭЛов. Различают два вида та­кого нарушения: образование микротрещин, через которые газообразные продукты де­ления выходят из ТВЭЛа в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникнове­ние дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Условия работы ТВЭЛов в значительной мере определяются конструкцией актив­ной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения ТВЭЛов и необходимое с точки зрения температурных условий распределение теплоносителя. Через активную зону при работе реактора должен поддерживаться ста­бильный расход теплоносителя, гарантирующего надежный теплоотвод.

Активная зона должна быть оснащена датчиками внутриреакторного контроля, которые дают инфор­мацию о распределении мощности, нейтронного потока, температурных условиях ТВЭЛов и расходе теплоносителя.

Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так, что­бы внутренний механизм взаимодействия нейтронно–физических и теплофизических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора (уменьшением ко­эффициента размножения с ростом температуры и мощности активной зоны), а с дру­гой стороны – надежностью системы автоматического регулирования и защиты.

С целью обеспечения безопасности конструкция активной зоны и ха­рактеристики ядерного топлива должны исключать возможность образования критиче­ских масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и расплавлении ядер­ного топлива. При конструировании активной зоны должна быть предусмотрена воз­можность введения поглотителя нейтронов для прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением охлаждения активной зоны.

Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько критиче­ских масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен быть обеспечен сред­ствами компенсации реактивности. Они должны размещаться в активной зоне таким образом, чтобы исключить возможность возникновения локальных критических масс.