Л Е К Ц І Я Особливості технологічного процесу одержання електроенергії на АЕС
Література: § Микеев А. К. Противопожарная защита АЕС. М. : Энергоатомиздат. 1990. – 430 § НАПБ 03. 005 -2002 Протипожежні норми проектування атомних електростанцій з ВВЕР. “Енергопроект” Мінекології та природних ресурсів України ДП НАЕК “Енегоатом”. Введені в дію 25. 12. 03. § Временные правила пожарной безопасности при эксплуатации атомных станций (ВППБ АС-92). § Правила пожарной безопасности в компаниях, на предприятиях и в организациях энергетической отрасли Украины. НАПБ В. 01. 034 -2005/111. - Киев. Энергоперспектива. - 2005. § НАПБ 05. 028 -2004. Протипожежний захист енергетичних підприємств, окремих об’єктів та енергоагрегатів. Інструкція з проектування та експлуатації. Мінпаливоенерго України. 2004.
ПЛАН ЛЕКЦІЇ n 1. Основні принципи роботи АЕС n 2. Особливості технологічного процесу n 3. Системи управління та захисту n 4. Основні споруди АЕС
Загальні відомості • Перша АЕС у світі - 1954 р. , в м. Обнінську Калужської (дослідна промислова потужністю 5 тис. к. Вт. ); - За даними МАГАТЕ станом на 31. 05. 2000 р. у світі в експлуатації знаходилось 433 ЯР потужністю близько 318 МВт; - АЕС мають 25 країн, в 11 країнах будуються або проектуються; - В Україні - експлуатується 4 АЕС: Рівненська, Південно. Українська, Запорізька, Хмельницька; - об’єкт “Укриття” - знаходиться близько 200 тонн залишків ядерного палива , планується зведення “Укриття -2” та демонтаж нестабільних частин. Реалізація плану розрахована на 8 -9 років і вартість близько 758 млн доларів ; - Запорізька АЕС — найбільша АЕС Європи. Установлена потужність — 6 млн. квт, 6 енергоблоків; - У 1999 р. на п’яти АЕС України на 14 ядерних енергоблоках потужністю 12818 МВт вироблялось 42, 1 % електроенергії від її загального виробництва.
Атом = ядро (+) та електрони (-) • ядро = протони (+) та нейтрони (нейтр) • Число протонів = порядковий № табл Менделєєва • Ізотопи – ядра з однаковою кількістю протонів і різною - нейтронів • Уран-238 (92 протона. 146 нейтрона) нестаб. • Уран-235 (92 протона, 143 нейтрона) • α частка (2 протони+ 2 нейтрони)
Основні принципи роботи АЕС n n n Радіоактивний розпад - розпад нестабільного нукліда (радіонукліда) -випромінювання - випущення ядром частки з 2 -х протонів і 2 -х нейтронів; -випромінювання - випущення електрону; -випромінювання -вихід порції чистої енергії. Енергія, що виділяється при поділу одного ядра урану, складає 200 Ме. В , а теплова енергія, що виділяється при поділу 1 г урану, відповідає енергії, що виділяється при спалюванні 2660 кг вугілля.
Для функціонування АЕС необхідно мати n n n n паливо (уран, плутоній); сповільнювач нейтронів (легка або важка вода, графіт, берилій); теплоносій для відведення теплоти; конструкційні матеріали; органи регулювання ланцюгової реакції (рухомі стрижні з матеріалу, який поглинає нейтрони); систему захисту від випромінювання; систему циркуляції теплоносіїв і перетворення енергії.
2. Особливості технологічного процесу Ядерний реактор (ЯР) – основний апарат в якому здійснюється поділ важких ядер урану з виділенням великої енергії. класифікація реакторів за: n n n - призначенням (енергетичні, експериментальні); - за розміщенням палива та сповільнювача (гомогенні, гетерогенні); - за ядерно-фізичними процесами (ЯР на теплових нейтронах, ЯР на швидких нейтронах); - за видом теплоносія (з водяним (ВВЕР), графітоводяний(ГВР), важководний (ВВР), графіто-газовий (ГГР); - за конструктивними ознаками (корпусні – тиск теплоносія втримується корпусом ЯР, канальні – тиск теплоносія втримується стінками, басейнові - експериментальні, тобто активна зона знаходиться в баку з водою).
Активна зона ядерного реактора Ядерне паливо завантажується у виді тепловиділяючих елементів (твелів). n Діаметр твела — 9, 1 мм. n Діаметр паливних таблеток — 7, 53 мм. n Маса завантаження двоокису урану у твели — 1565 г. n Твели поєднуються в тепловиділяючі збірки (ТВЗ) касетного типу, що містять 317 твелів і 12 направляючих стрижнів регулювання. n Кількість ТВЗ в активній зоні — 163, з них з регулюючими стрижнями — 61 n
Реактор типу ВВЕР n n n Використання теплоти активної зони здійснюється по двоконтурній схемі: Перший контур — радіоактивний, теплоносій та сповільнювач - знесолена вода під тиском. Контур включає: ядерний реактор, чотири петлі циркуляції теплоносія з головними циркуляційними насосами, компенсатор об’єму, парогенератори. Охолоджується теплоносієм першого контуру. Другий контур — нерадіоактивний, призначений для одержання насиченої пари, подачі її на турбіну та одержання електроенергії, складається з паровиробляючої частини парогенераторів, турбіни з генератором і допоміжного устаткування машинного відділення.
3. СИСТЕМИ УПРАВЛІННЯ ТА ЗАХИСТУ ЯР n n n Система автоматичного регулювання потужності ЯР (САР) Система компенсації реактивності ЯР (СКР) Система аварійного захисту ЯР (САЗ) Система радіаційного захисту Спрацьовування САЗ відбувається при: підвищенні нейтронного потоку; перевищенні швидкості розбігу реактора; виході із ладу органів управління; відключенні живлення циркуляційних насосів; надмірному підвищенні температури теплоносія; зниженні тиску в контурі; підвищенні активності в робочих приміщеннях тощо.
4. Основні споруди АЕС 1) Головний корпус — реакторне відділення, машинний зал. Реакторне відділення -реактор, парогенератори, головні циркуляційні насоси (ГЦН), компенсатор об’єму, ємність системи аварійного охолодження зони, трубопроводи зв’язку; 2) Спецкорпус — блок центральних ремонтних майстерень, санітарно-побутовий блок і блок спецводоочистки; 3) Об'єднаний допоміжний корпус — хімводоочистка, центральні ремонтні майстерні, склади, лабораторії, адміністративні приміщення; 4) Об'єднаний газовий корпус з компресорною електролізерною, бетонозмішувальним вузлом, складами; 5) Технічне водопостачання — ставок-охолоджувач площею 910 кв. км, градирні; 6) Електротехнічні спорудження — генератор, трансформатори, вимикач навантаження, розподільний пристрій, дизель-генератори.
ЗАВДАННЯ НА САМОПІДГОТОВКУ Правила пожежної безпеки в компаніях, на підприємствах та в організаціях енергетичної галузі України. - НАПБ В. 01. 034 -2005/111. - Киев. Энергоперспектива. - 2005. (Законспектувати 10 розділ). n Конспект лекції n
2. ПОЖЕЖНА НЕБЕЗПЕКА l l l l АЕС Горючими речовинами на АЕС є: водень, що виділяється при нормальних режимах роботи станції та в аварійних ситуаціях; натрій, застосовуваний як теплоносій; трансформаторні і турбінні масла, дизельне паливо мазут, застосовувані в резервних дизельних електростанціях і пускових котельнях; ізоляція силових і контрольних електрокабелів; горючі матеріали, що використовуються в електротехнічних пристроях і апаратурі; пластики, що застосовуються для покриття підлог у зон уворого режиму; фільтруюча тканина (тканина Петрянова) у приміщеннях повітряних фільтрів
Основні причини пожежонебезпеки турбогенераторів : l l l підвищений тиск масла в системах регулювання; збільшення довжини мастилопроводів; ускладнення схеми регулювання і захисту; підвищення температури паропроводів, корпуса турбіни і парових клапанів; використання водню в системі охолодження генератора. Використовують нафтові масла і менш горючі турбінні масла типу ОМТИ (Т сп — більше 350 С, темп. самосп. = 240 С, у
ДЖЕРЕЛА ЗАПАЛЮВАННЯ: n n n Теплота хімічних реакцій рідкометалевих теплоносіїв з киснем повітря (натрій, темп. до 700 С). Нагріті до високої температури паропроводи турбін (275 С). Загоряння просоченої маслами ізоляції при окисленні. Електричного походження (електричні дуги, електричний пробій ізоляції). Іскри розплавленого металу на будівельні площі АЕС і високонагріті поверхні. 6. Вогневі роботи (газозварювальні й ін. ).
ШЛЯХИ ПОШИРЕННЯ ПОЖЕЖІ: n Наявність протяжної системи трубопроводів; n Кабельне господарство, будівельні конструкції; n Пластикові покриття підлог; n Розлив великої кількості масла; n Просочена маслами теплоізоляція трубопроводів.
3. Протипожежний захист АЕС Нормативні документи. n Правила пожежної безпеки в Україні. Київ “Укрархбудінформ 1995. с. 80 n НАПБ 03. 005 -2002 Протипожежні норми проектування атомних електростанцій з ВВЕР. “Енергопроект” Мінекології та природних ресурсів України ДП НАЕК “Енегоатом”. Введені в дію 25. 12. 03. n Тимчасові правила пожежної безпеки при експлуатації атомних станцій (ВППБ АС-92)
Запобігання утворення горючого середовища n продувка реактора з наступним допалюванням водню; n автоматична зупинка реактора; n при концентрації водню (2% ) — спрацьовує аварійна n n n n вентиляція); добавка в реактор гелієво-водневої суміші вибухобезпечного складу для подавлення радіолізу; укріплення захисної оболонки реактора; використання флегматизуючої дії тонкорозпиленої води в захисній оболонці реактора; застосування інертних газоподібних флегматизаторів (азот, диоксид вуглецю, хладони); вентиляція усередині захисної оболонки реактора; застосування допалювання водню усередині захисної оболонки реактора; заміна горючих нафтових масел на негорючі склади (типу
Виключення джерел запалювання n n n мастилопроводи прокладаються осторонь від ДЗ, або відгороджуються спеціальними захисними коробами; температура поверхні обладнання не повинна перевищувати температуру навколишнього середовища більш ніж на 45 С (у всіх інших випадках повинна бути не вище 60 С). наявність негорючої теплоізоляції обладнання та трубопроводів, що знаходяться в зоні можливого попадання на них масла, ЛЗР та ГР повинні мати теплову ізоляцію, що не горить з металевою обшивкою. З’єднання обшивки обмотуються склотканиною та покриваються рідким склом. Стан теплоізоляції оглядається 1 раз в 10 діб. використання в маслосистемах маслостійких матеріалів; матеріали для щільнень - температуростійкі до 100 С- 200 С.
Запобігання поширення пожежі мастилопроводи проектуються з безшовних труб з мінімальною кількістюфланцевих з'єднань (фланцеві з'єднання обладнуються захисними кожухами проти розбризкування масла); l у випадку витоків масло видаляється через скидний трубопровід маслосистемы в спеціальний маслобак; l аварійний злив масла в бак з маслотурбин; l застосування кабелів із фторполімерною ізоляцією, вогнестійких, що не поширюють пожежу (антипирени); l заміна горючого утеплювача в покриттях машзала енергоблоку тощо. l
