- •Выводы по расчету тепловой схемы пту аэс.
- •2.Спецвопрос : Описание вспомогательных технологических систем нормальной эксплуатации и систем безопасности.
- •Система приемки натриевого теплоносителя
- •Система инертного газа
- •2.5. Система аварийной защиты реактора (саз)
- •2.6.Система аварийного расхолаживания (сар)
- •2.7.Локализующие системы безопасности
- •3.Список используемой литературы
На случай, если расхолаживание совпадает с обесточиванием станции, предусматривается подключение к потребителям резервных источников питания повышенной надежности: дизель-генераторов или аккумуляторных батарей. В первые минуты после выключения реактора циркуляция теплоносителя может поддерживаться за счет таких источников энергии, как инерция вращающихся масс насосных агрегатов и «выбег» турбогенераторов. Подача воды в парогенераторы из деаэраторов обеспечивается в режиме расхолаживания аварийными питательными насосами. При длительном расхолаживании сброс пара из парогенераторов осуществляется через сепаратор в технологические конденсаторы, откуда конденсат самотеком поступает в деаэраторы. В системе предусматриваются аварийные запасы чистого конденсата на случай расхолаживания со сбросом пара из парогенератора в атмосферу.
Важным резервным способом поддержания циркуляции теплоносителя по первому и второму контурам БН является естественная конвекция, не требующая подвода энергии извне. БН-800 оснащается дополнительными, независимыми от парогенератора системами аварийного расхолаживания. Такие системы строятся на «пассивном» принципе работы (без подвода энергии и участия персонала станции) с использованием естественной циркуляции теплоносителя и охлаждающей среды (эвтектика Na—К). Сброс тепла в
такой системе осуществляется в атмосферу. Воздушные теплообменники подключаются параллельно парогенераторам (рис. 2.3).
Рис. 2.3 . Схема резервной САР с использованием воздушного теплообменника:
1-воздушный теплообменник аварийного расхолаживания;
2-ГЦН второго контура;
3-промежуточный теплообменник;
4-реактор;
5-ПГ.
2.7.Локализующие системы безопасности
В аварийных режимах, связанных с потерей радиоактивного теплоносителя и газовой среды первого контура, роль третьего рубежа защиты выполняют локализующие системы безопасности. Их задача — предотвратить или ограничить распространение внутри АЭС и выход в окружающую среду выделяющихся при аварии радиоактивнпх веществ. Для этой цели в БН используются герметичные страховочные кожухи на корпусах реактора и оборудования, натриевых трубопроводах (до запорных задвижек), чувствительные системы обнаружения течей натрия.
Для предотвращения и ограничения горения натрия, которое приводит к появлению радиоактивности в труднолокализуемой аэрозольной форме, страховочные полости заполняются азотом.
Натрий, пролитый в помещениях станции, собирается в специальные поддоны и емкости с входными гидрозатворами. Дополнительным средством локализации радиоактивности является размещение реактора, всех систем и оборудования первого контура в герметичных помещениях, снабженных замкнутыми системами технологической вентиляции с фильтрацией радиоактивных веществ. В этих помещениях должно исключаться размещение уплотняющих узлов водяных систем. Герметизирующие строительные конструкции (боксы, шахты), рассчитанные на определенное аварийное давление, играют роль внешней защитной оболочки АЭС.
С учетом трудностей обеспечения требуемой герметичности помещений первого контура БН предусматривается сооружение дополнительной защитной оболочки в виде монолитного железобетонного здания (контейнмента) с системами вентиляции и фильтрации аэрозолей. Такая оболочка может обеспечивать одновременно эффективную защиту реакторной установки от внешних аварий: падения самолета, взрыва на местности, стихийных бедствий и т. п.
Рис. 2.4 .Схема защитных и локализующих систем безопасности
1-активная зона; 2-граница первого контура; 3-основной контейнмент; 4-аргоновая система; 5-вентиляционная система с фильтрацией радиоактивных аэрозолей и газовых выбросов; 6-вторичный контейнмент (защитная оболочка); 7-воздушный теплообменник системы аварийного расхолаждения; 8-натриевные трубопроводы второго контура; 9-система азота.
3.Список используемой литературы
В. М. Зорин «Атомные электростанции. Основной технологический процесс», Москва, Издательский дом МЭИ, 2008 г.
В. М. Зорин «Атомные электростанции. Вводный курс», Москва, Издательский дом МЭИ, 2010 г.
А.В. Клименко, В.М. Зорина «Тепловые и атомные электростанции. Справочник. Книга 3», Издательский дом МЭИ, 2007 г.
В.М. Зорин, В.П. Дик, И.В. Гордеева «Атомные электростанциии. Рекомендации по выполнению и оформелению курсового проекта», Издательский дом МЭИ, 2011 г.
А.С. Монахов, В.М. Зорин, В.И. Горбуров «Атомные электростанциии Курсовой проект. Методическое пособие»,Издательский дом МЭИ, 2003.
В. М. Зорин «Расчеты тепловых схем паротурбинных установок АЭС», Издательский дом МЭИ, 1996 г.
Трояновский Б.М., Филиппов Г.А., Булкин А.Е. «Паровые и газовые турбины атомных электростанций». М.:Энергоатомиздат, 1985г.
Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. «Реакторы на быстрых нейтронах» М.:Энергоатомиздат, 1985г.
Технический проект БАЭС-4.Санк Петербург. СПбАЭП, 2011г.
С.В. Цанев, И.Н. Тамбиева «Тепловые схемы и показатели теплофикационных паротурбинных установок ТЭС и АЭС», Издательский дом МЭИ, 1987 г.
Таблица воды и водяного пара – электронная версия Water Steam Properties.