Энергетика. ТЭС и АЭС

Всё о тепловой и атомной энергетике

Атомные теплоэлектроцентрали и атомные станции теплоснабжения

С 1974 года в посёлке Билибино на Чукотке эксплуатируются четыре энергоблока ЭГП-6 с канальными уран-графитовыми реакторами малой мощности, вырабатывающими электрическую и тепловую энергию. Они относятся к первому поколению АС.

На первой в России промышленной атомной теплоэлектроцентрали (АТЭЦ) установлен водографитовый реактор с кипящей водой в топливных каналах и естественной циркуляцией теплоносителя. Контур естественной циркуляции состоит из шести петель, замкнутых на барабан-сепаратор. Из барабанов-сепараторов пар поступает на турбину мощностью 12 МВт, а затем в бойлерные установки. С ростом присоединенной тепловой нагрузки удельные капитальные вложения и относительные приведенные затраты на АТЭЦ уменьшаются. При тепловой нагрузке, превышающей 1200 МВт, АТЭЦ становится эффективнее ТЭЦ, работающей на органическом топливе. Поэтому в настоящее время разработаны проекты АТЭЦ с установкой на них реакторов ВВЭР-1000 и турбин конденсационно-теплофикационного типа.

Атомные станции теплоснабжения

Важным направлением использования ЯЭУ является теплоснабжение. Внедрение ядерной энергетики в сферу производства низкопотенциального тепла для отопления и горячего водоснабжения обусловлено стремлением снизить долю расхода органического топлива и тем самым внести вклад в решение экологической проблемы, связанной с загрязнением атмосферы и нагревом водоемов.

Размещение атомной станции теплоснабжения (ACT) вблизи крупных населенных пунктов вытекает из требования достижения приемлемых экономических показателей из-за высокой стоимости магистральных трубопроводов. Обеспечение высоких показателей безопасности ACT заставило пересмотреть традиционные схемные, режимные и компоновочные решения реакторного контура. При выборе типа реактора одним из важных аргументов была многолетняя успешная эксплуатация отечественного кипящего корпусного реактора ВК-50 с естественной циркуляцией теплоносителя.

Горьковская АСТ

Горьковская АСТ

В России были сооружены две крупные АСТ-500 в Горьком и Воронеже. Но из-за протестов общественности после чернобыльской катастрофы, они так и не были введены в эксплуатацию. В целях обеспечения высокой надежности и безопасности работы реакторной установки в АСТ-500 были заложены следующие основные технические решения:

  • естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре, отсутствие ГЦН;
  • трехконтурная схема РУ [давление в первом контуре 1,6 МПа (на порядок ниже, чем в ВВЭР), во втором контуре — 1,2 МПа, в третьем — 1,6 МПа: давление в промежуточном контуре меньше, чем в третьем, что исключает попадание протечки из второго контура в сетевую воду, направляемую потребителю];
  • интегральная компоновка оборудования первого контура позволила свести к минимуму разветвленность контура и избежать применения трубопроводов большого диаметра;
  • низкая удельная энергонапряженность активной зоны способствует повышению надежности охлаждения активной зоны и снижению уровня аварийных последствий;
  • обеспечение сохранения активной зоны под водой при разгерметизации основного корпуса реактора и локализации радиоактивных продуктов вследствие использования двойного корпуса реактора; высокая степень защищенности реактора от аварий обеспечивается применением трехиетлевой схемы системы теплоотвода, при которой возможен отвод остаточного энерговыделения даже при выходе из строя двух петель из трех, и ряда других схемных и компоновочных решений.
Воронежская АСТ

Воронежская АСТ

Основные характеристики АСТ-500 в сравнении с шведско-финским проектом ACT Secure и французской ACT Thermos приведены в таблице ниже. Первый и промежуточный контуры АСТ-500 содержат также системы очистки и подпитки теплоносителя, системы газовой компенсации и байпас аварийного отвода тепла. При рабочем давлении теплоносителя первого контура 1,6 МПа обеспечивается полная компенсация утечки теплоносителя через разрыв трубопровода диаметром 100 мм, при этом динамические параметры РУ отклоняются незначительно. Спринклерные установки легко справляются с конденсацией образовавшегося из вытекающего теплоносителя пара, не давая повышаться давлению в помещениях ACT.

Принятые конструкционные и схемные решения позволили обеспечить уровень безопасности реактора, допускающий размещение ACT в непосредственной близости от крупных городов.

Таким образом, с позиций теории надежности и теории систем рассмотренные ЯЭУ имеют следующие свойства:

1. Уникальность, малосерийность и крупносерийность элементов. Хотя различные типы элементов ЯЭУ имеют свои характерные особенности, однако достаточно отчетливо просматриваются общие закономерности. Все многообразие элементов ЯЭУ с точки зрения анализа их надежности целесообразно разделить (несмотря на всю условность любой классификации) на три класса: уникальные элементы, малосерийные и элементы массового изготовления.К первому классу следует отнести такое оборудование, как корпус реактора, активная зона в целом, системы управления, системы обеспечения безопасности ЯЭУ. Малосерийным оборудованием ЯЭУ можно считать ГЦН. теплообменники, парогенераторы, сепараторы, трубопроводы большого диаметра. К элементам ЯЭУ массового изготовления относятся твэлы и ТВС, топливные каналы, запорно-регулирующая аппаратура, трубки парогенераторов, узлы и блоки системы управления.

2. Восстанавливаемость и плановая профилактика ЯЭУ. Во-первых, ряд элементов при появлении отказов заменяются новыми, т.е. являются невосстанавливаемыми. К восстанавливаемым элементам следует отнести уникальное и малосерийное оборудование, а к невосстанавливаемым — элементы массового изготовления. Во-вторых, оборудование ЯЭУ, как правило, имеет плановую профилактику.

3. ЯЭУ — сложная система. Анализ конструкционных схем современных ЯЭУ показывает, что ЯЭУ — как объект исследования надежности — представляет собой сложные последовательнопараллельные структуры. С точки зрения теории систем необходимо определить, является ли ЯЭУ «простой» или «сложной» системой. Ответ на этот вопрос кардинально изменяет методологию исследования надежности ЯЭУ.

Под системой в теории надежности понимается совокупность элементов (или подсистем), объединенных конструкционно или функционально в соответствии с заданным алгоритмом взаимодействия при выполнении определенной задачи в процессе применения по назначению. В теории систем считается, что система является сложной, если она состоит из большого числа взаимосвязанных и взаимодействующих между собой элементов (подсистем) и способна выполнять сложную функцию. Деление систем на простые и сложные возникло из-за появления систем, имеющих в своем составе совокупность подсистем с наличием функциональной избыточности.

Простая система может находится только в двух состояниях: состоянии работоспособности (исправном) и состоянии отказа. При отказе элемента простая система либо полностью прекращает выполнение своей функции, либо продолжает ее выполнение в полном объеме, если отказавший элемент резервирован. Сложная система при отказе отдельных элементов и даже целых подсистем не всегда теряет работоспособность, зачастую только снижается ее эффективность. Это свойство сложных систем обусловлено их функциональной избыточностью и, в свою очередь, затрудняет формулировку понятия «отказ» системы. Отказ сложной системы целесообразно определять как событие, обусловленное выходом характеристик эффективности за установленный допустимый предел. Величину этого предела обычно связывают с частичным или полным невыполнением системой своих функций.

4. Функциональная избыточность ЯЭУ обеспечивается различными конструкционными мерами. Корпусные реакторы ВВЭР, ВР и ВТГР имеют петлевую схему. Отказы элементов одной петли могут не приводить к остановке ЯЭУ. Выключение отдельных петель приводит лишь к снижению мощности реакторной установки, т.е. ЯЭУ в этом случае может функционировать, но с меньшей эффективностью. Корпусы реакторов ЯЭУ выполняются с большими запасами прочности, т.е. они тоже фактически функционально избыточны. При отдельных отказах твэлов активная зона реакторов ВВЭР и БР может сохранять работоспособность, если изменение радиационной обстановки на ЯЭУ не приводит к нарушению соответствующих требований и норм.

По сравнению с корпусными канальные реакторы РБМК имеют еще большую функциональную избыточность. Наличие нескольких сотен и даже тысяч отдельных топливных каналов (на РБМК-1000 их насчитывается около 1650) с контролем ряда параметров в каждом из них, возможность индивидуальной перегрузки ТВС без остановки реактора свидетельствует о высокой степени функциональной и структурной избыточности энергоблоков АЭС с реакторами канального типа.

Кроме структурного и функционального резервирования в элементах оборудования ЯЭУ используются и другие виды избыточности: временная, информационная, алгоритмическая, программная.

5. Широкий спектр конструкционных элементов и разнообразие отказов оборудования ЯЭУ. Большое число механических, гидравлических, электротехнических, электронных и других систем ЯЭУ и, как следствие этого, разнообразие отказов (по характеру, экономическим потерям, влиянию на персонал и окружающую среду) под воздействием комплекса эксплуатационных нагрузок (силовых, тепловых, радиационных, электромагнитных и т.д.) существенно усложняют процессы диагностирования и анализ надежности оборудования энергоблоков АЭС.

6. Большое число точек контроля и объектов управления ЯЭУ. Это привело к использованию на АЭС сложных автоматических и автоматизированных систем контроля и управления (САУ и АСУ), что, в свою очередь, обусловило появление проблемы обеспечения надежности самих САУ и АСУ.

7. Наличие человека в контуре управления ЭБ АС. Попытки компенсировать недостаточную надежность оборудования ЯЭУ за счет повышения глубины контроля работоспособности технологических систем и диагностики предаварийных состояний привели к необходимости обработки огромных массивов информации. Так, на современных энергоблоках АЭС электрической мощностью 1000 МВт только в АСУ ТП обрабатывается до 20 000 и более аналоговых и дискретных сигналов. Возможности человека-оператора (как основного звена в контуре управления ЭБ АС) находятся в явном противоречии с теми необходимыми для управления ЭБ объемами даже тщательно отобранной информации. При появлении аномальных ситуаций на ЭБ оперативное распознавание последовательности и причин срабатывания автоматики, учитывая современный уровень технических средств и психофизиологические характеристики человека, без применения специальных систем практически невозможно.

90 брендов вилочных погрузчиков с доставкой по России для работы на складах, в том числе промышленных предприятий.

Читайте также:

Updated: 06.10.2015 — 19:12
Энергетика. ТЭС и АЭС © 2012 Использование материалов с сайта разрешается при наличии на него активной ссылки без тегов nofollow и noindex.
Adblock detector