Вспомогательное оборудование аэс реферат
Обновлено: 02.07.2024
Атомная энергетика является одним из основных мировых источников энергообеспечения.
К настоящему времени атомная энергетика успешно преодолела кризис и смогла продемонстрировать свою жизнеспособность, экологическую привлекательность и возможность безопасного и конкурентоспособного обеспечения энергопотребностей общества.
В отличие от электростанций, работающих на органическом топливе, АЭС не выбрасывают в атмосферу загрязняющих веществ, которые негативно влияют на здоровье людей, являются причиной образования смога и разрушительно воздействуют на озоновый слой, способствуя глобальному потеплению.
Содержание
Введение…………………………………………………………………. 3
1.Типы атомных электростанций. Тепловые схемы АЭС…………………5
2.Устройство работы АЭС…………………………………………………….8
3.Авария на Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС) и её последствия…………………………………………………………………. 12
4.Островецкая АЭС…………………………………………………………..15
Заключение…………………………………………………………………. 17
Список использованных источников……………………………………….19
Прикрепленные файлы: 1 файл
Энергосбережение реф.doc
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
по дисциплине: Основы энергосбережения
1.Типы атомных электростанций. Тепловые схемы АЭС…………………5
3.Авария на Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС) и её последствия………………………………………………… ………………. 12
Список использованных источников……………………………………….19
Формирование биосферы и зарождение жизни на Земле происходило в условиях радиационного воздействия различной природы. После фундаментальных открытий конца 19-ого века – природной радиоактивности и рентгеновских лучей – началось бурное развитие атомной и ядерной физики. После открытия и получения искусственной радиоактивности стала очевидной возможность практического использования атомной энергии. Очередной вехой в этом направлении стало осуществление управляемой цепной реакции деления тяжёлых ядер. На фоне исследования ядерно-физических процессов в научных целях в США было создано атомное оружие, что повлекло за собой безудержную гонку ядерных вооружений. В ряде стран создавалась ядерная промышленность, строились атомные электростанции, и в настоящее время ядерная энергетика стала одной из важнейших характеристик современного мира.
Примечательно то, что первая в мире атомная электростанция была построена в СССР в 1954 году, в городе Обнинске. Первоначальная её мощность составляла 5 МВт, однако именно Обнинская АЭС положила начало для бурного развития атомной энергетики во всем мире. Запустив первый на планете управляемый атомный реактор, практически была доказана сама возможность получения электроэнергии на основе расцепления урановых ядер. В то время, атомная энергетика являлась своего рода возможностью использования альтернативного топлива, однако очень быстро именно атомные электростанции стали доминировать среди прочих систем получения электроэнергии.
И вот сейчас, более шестидесяти лет спустя, наиболее авторитетные ученые полагают, что перспективным направлением для развития энергосистем в ближайшем обозримом будущем все еще будет оставаться ядерная энергетика, несмотря на возможные опасности связанные с использованием радиоактивных материалов, как основного топлива ядерных энергетических установок. Рост энергопотребления , быстрое исчерпание запасов газа и нефти заставляют мировую общественность уделять всё большее внимание именно ядерной энергетике.
Что касается Беларуси, то в 1983 году было начато строительство Минской атомной теплоэлектроцентрали мощностью 2 млн.кВт. Планировалось, что она будет на расстоянии 40 км от города Минска. Но затем произошла чернобыльская катастрофа. Тогда в Советском Союзе были пересмотрены нормативы размещения атомных станций. Начали создавать необходимую нормативно-правовую и нормативно-техническую базы, были разработаны требования к размещению атомных станций, которые не имеют аналогов в международной практике. И в целом, после чернобыльской аварии все исследовательские и проектно-конструкторские работы по созданию ядерных ректоров были приостановлены. Однако 15 января 2008 года на заседании Совета Безопасности Республики Беларусь, которое проходило под председательством Главы государства Александра Лукашенко, было принято политическое решение о строительстве в Беларуси собственной атомной электростанции.
На любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело . Назначение теплоносителя — отводить тепло, выделившееся в активной зоне реактора в результате деления ядерного топлива. Для надежной работы тепловыделяющих элементов реактора теплоноситель должен иметь высокую степень чистоты. Поэтому контур теплоносителя на АЭС всегда является замкнутым. К этому обязывает также наличие радиоактивности в теплоносителе.
Рабочим телом для АЭО как и. для ТЭС, является водяной пар. Требования к чистоте рабочего тела также высоки. Поэтому контур рабочего тела является замкнутым. Отсутствие замкнутости привело бы к большим затратам на водоподготовительные системы, которые при замкнутом контуре восполняют лишь незначительные потери рабочего тела.
Поэтому главная классификация — по числу контуров на АЭС. Различают одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные АЭС.
Если контур теплоносителя и рабочего тела совпадают, то такая АЭС называется одноконтурной |(рис. 2.1, а). Одноконтурными являются АЭС с канальными реакторами РБМК и корпусными кипящими реакторами (ВК — в СССР, — за рубежом). Если контур теплоносителя и рабочего тела разделены, то такие станции называются двухконтурными (рис. 2.1, б). Двухконтурными являются АЭС с ВВЭР (за рубежом — PWR), а также АЭС с газовым теплоносителем. Если контур теплоносителя и рабочего тела разделены промежуточным контуром, то такая схема является трехконтурной (рис. 2.1, в). Трехконтурная схема применяется на АЭС с жидкометаллическим теплоносителем (БН-350, БН-600).
Рис. 2.1. Принципиальные схемы АЭС:
1 — одноконтурная; 2 — двухконтурная; 3 — трехконтурная
Основное технологическое оборудование
Теплотехническая схема отражает основной технологический процесс производства электроэнергии. Теплотехническая схема изображает основное теплотехническое оборудование и трубопроводы, его соединяющие. Все теплотехническое оборудование подразделяется на реакторную, парогенераторную, турбогенераторную, конденсационную установки, конденсатно-питательный тракт, включающий деаэрационно-питательную установку.
На рис. 2.2 представлена упрощенная теплотехническая схема второго контура АЭС с ВВЭР, на рис. 2.3 — одноконтурной АЭС.
Рассмотрим двухконтурную АЭС. Реакторная установка является источником генерации теплоты. Теплоноситель передает эту теплоту в парогенераторе рабочему телу. Вырабатываемый в парогенераторе пар поступает в турбину, где при его расширении тепловая энергия превращается в механическую, последняя в электрогенераторе превращается в электрическую.
Рис. 2.2. Схема турбоустановки двухконтурной АЭС:
1 — цилиндр высокого давления (ЦВД); 2 — сепаратор: 3 — первая ступень промперегревателя, 4 — вторая ступень промперегревателя; 5 — цилиндр низкого давления (ЦНД); 6 — сетевые подогреватели; 7 — конденсатор; 8 — техническая вода; 9 — конденсатный насос; 10 — конденсатоочистка (БОУ); 11 — охладитель основного эжектора; 12 — охладитель эжектора уплотнений; 18 — подогреватели низкого давления (ПНД); 14 — дренажные насосы, 15 — деаэратор, 16 — питательный насос; 17 — подогреватели высокого давления
Пар поступает в турбину насыщенным, поэтому в процессе расширения он увлажняется. Турбина может работать при определенной влажности пара, ниже допустимой, в противном случае происходит повышенный эрозийный износ лопаток турбин и выход их из строя. По этой причине пар после цилиндра высокого давления (ЦВД) 1 поступает в сепаратор 2, где происходит отделение влаги, затем проходит двухступенчатый промежуточный паропе-регреватель и направляется в цилиндр низкого давления (ЦНД) 5. Первая ступень промежуточного перегрева 3 осуществляется отборным (из ЦВД) паром, вторая — свежим паром. Конденсат греющего пара промежуточных пароперегревателей направляется в подогреватели высокого давления (ПВД) 17.. Сепаратор и обе ступени промежуточного перегревателя конструктивно выполняются в одном корпусе, и этот элемент называется сепаратором-промперегревателем (СПП).
Рис. 2.3. Схема турбоустановки одноконтурной АЭС:
1 — ЦВД; 2 — сепаратор; 8 — первая ступень пароперегревателя; 4 — вторая ступень пароперегревателя; 5 — ЦНД, 6 — теплообменники теплофикационной установки; 7 — конденсатор; 8 — техническая вода; 9 — конденсатные насосы; 10 — БОУ; 11 — охладитель основного эжектора; 12 — охладитель эжектора уплотнений; 13 — ПНД; 14 — охладитель сепарата; 15 — испаритель; 16 — деаэратор, 17 — питательный насос
Пар после ЦНД поступает в конденсатор 7. Стремление получить большую тепловую экономичность установки вынуждает применять в конденсаторе давление ниже атмосферного (0,004—0,006 МПа). Конденсация отработавшего в турбине пара и поддержание низкого давления в конденсаторе осуществляются за счет системы технического водоснабжения. Конденсация пара и подогрев за счет этого технической воды в конденсаторе определяет основную потерю теплоты в пароводяном цикле. Конденсат конденсатным насосом (КН) 9 подается в систему регенерации (см. гл. 4). Вначале он проходит ионообменную очистную установку 10, называемую блочной очистной установкой (БОУ), где происходит очистка конденсата от примесей, а затем через охладители основных эжекторов (ОЭ) 11 и эжекторов уплотнений (ЭУ) 12 поступает в подогреватели низкого давления (ПНД) 13, где конденсат подогревается за счет отбора части пара из турбины. Конденсат греющего пара дренажными насосами 14 заводится в поток основного конденсата.
После системы ПНД конденсат подается в деаэрационную установку 15 для удаления растворенных в воде коррозионно-агрессивных газов (кислорода и углекислоты). От конденсатора до деаэратора тракт называется конденсатным, от деаэратора до парогенератора — питательным. Из деаэратора питательным насосом 16 вода через систему подогревателей высокого давления подается в парогенератор. ПВД обогреваются отборным паром из турбины. Конденсат греющего пара ПВД каскадно сливается в деаэратор 15. Часть пара из турбины отбирается на теплофикационную установку 6 для обеспечения теплотой и горячей водой помещений АЭС и жилого поселка,
На одноконтурной АЭС пар вырабатывается в кипящем реакторе, и поэтому парогенератор в схеме отсутствует (см. рис. 2.3). Выработанный в реакторе пар является радиоактивным. Следовательно, все оборудование на одноконтурной АЭС работает в радиационных условиях. Если на двухконтурной АЭС биологической защиты требует оборудование только первого контура, то на одноконтурной АЭС — все оборудование.
На одноконтурной АЭС, как правило, отсутствуют ПВД для уменьшения выноса продуктов коррозии в реактор. Для выработки слабо радиоактивного пара в схеме имеется испаритель 15. Конденсат греющих паров ПНД каскадно сбрасывается в конденсатор 7. Это сделано для того чтобы конденсат прошел предварительную очистку на БОУ 10 перед поступлением его в реактор. Конденсат промперегревателя направляется в деаэратор. Более подробно тепловые схемы турбоустановок АЭС рассмотрены в гл. 19.
Тепловые схемы АЭС с жидкометаллическим теплоносителем рассматриваются в гл. 20.
СОДЕРЖАНИЕ
1 ВВЕДЕНИЕ 4
1.1 Тепловая схема турбоустоновки 4
1.2 Краткая характеристика пвд 4
2 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫХ НАГРУЗОК ПОВЕРХНОСТЕЙ НАГРЕВА ПВД 7
2.1 Собственно подогреватель 8
2.2 Охлодитель конденсата 9
3 ТЕПЛОВОЙ РАСЧЕТ 11
3.1Собственно подогреватель 11
3.2 Охлодитель конденсата 14
4 ЗАКЛЮЧЕНИЕ 17
5 СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ 18
Конденсационная паровая турбина К-220-44 предназначена для работы на двухконтурной АЭС в моноблоке с водо-водяным реактором ВВЭР-440. Давление свежего пара составляет 44 кгс/см2, влажность – 0,995 %, Номинальная мощность турбины 220 МВт, частота вращения 3000 об/мин.
1.1Тепловая схема турбоустановки
Рисунок 1.1 – Тепловая схема турбоустановки К-220-44
1 - реактор; 2 - главный циркуляционный насос; 3 – парогенератор; 4 – сепаратор-пароперегреватель; 5 – сливной насос; 6 – конденсатный насос; 7 – слив в конденсатор; 8 – дренажные насосы; 9 – ПНД; 10 – ПН; 11- ПВД.
1.2 Краткая характеристика ПВД
Подогреватели высокого давления предназначены для регенеративногоподогрева питательной воды за счет охлаждения и конденсации пара.
Конструктивно все подогреватели высокого давления выполняются вертикальными, коллекторного типа. Поверхность теплообмена набирается из свитых в плоские спирали гладких труб наружным диаметром 32 мм, и толщиной стенки 4 мм, присоединенных к вертикальным раздающим и собирающим коллекторным трубам.
Основными узлами подогревателя являются корпуси трубная система. Все элементы корпуса выполняются из качественной углеродистой стали 20. Верхняя объемная часть корпуса крепится фланцевым соединением к нижней части. Гидравлическая плотность соединения обеспечивается предварительной приваркой к фланцам корпуса и днища мембран, которые свариваются между собой по наружной кромке и другими методами. Само фланцевое соединение крепится шпильками.Конструкция трубной системы включает в себя четыре или шесть коллекторных труб для распределения и сбора воды. В нижней части корпуса устанавливаются специальные развилки и тройники для соединения коллекторных труб с патрубками подвода и отвода питательной воды.
Трубная система ПВД выполнена в виде спиральных змеевиков, размещаемых в разъемном сварном корпусе, и состоит из трёх элементов – зоныохлаждения перегретого пара, зоны конденсации пара и зоны охлаждения конденсата.
Питательная вода подводится к ПВД снизу и распределяется на два стояка, из которых поступает в первую группу секций горизонтальных трубных спиралей. Пройдя эту часть змеевиков, вода собирается в распределительном коллекторе и переходит в следующую группу горизонтальных змеевиков. Из этой группы змеевиков большая часть водыотводится в сборный (выходной) коллектор, а меньшая часть перед входом в сборный коллектор проходит верхнюю группу горизонтальных змеевиков, расположенную в зоне охлаждения перегретого пара. Выход воды из подогревателя высокого давления, также как и вход, - снизу, отвод конденсата также снизу – каскадный, в направлении, обратном потоку питательной воды. По питательной воде ПВД включаются последовательно.
НаАЭС применяются ПВД горизонтального и вертикального типа, в зависимости от мощности. Поверхность теплообмена этого подогревателя представляет собой два раздельных направленных в противоположные стороны U-образных трубных пучка. В центре корпуса расположена общая цилиндрическая водяная камера с двумя трубными досками.
В подогревателе отсутствует охладитель перегрева, а.
Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция, называется ядерным реактором 1. В него загружается ядерное топливо, например – уран –238. Ядерный реактор служит для нагрева теплоносителя и представляет из себя, в принципе, котёл.
Биологическая защита 2 выполняет функции изолятора реактора от окружающего пространства для того, чтобы в него не проникли мощные потоки нейтронов, альфа-, бета-, гамма- лучи и осколки деления. Биологическая защита предназначена для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала.
Турбина 3 предназначена для преобразования энергии пара в механическую энергию вращения ротора электрического генератора. Генератор 4 вырабатывает электрическую энергию, которая поступает на повышающий трансформатор Т, где преобразуется до необходимых величин для дальнейшей передачи в линии электропередач. Часть энергии также передаётся на ТСН – понижающий трансформатор собственных нужд.
Отработанный в турбине пар поступает в конденсатор. Конденсатор 5 служит для охлаждения пара, который, конденсируясь, затем подаётся циркуляционным насосом 6 через регенеративный обменник 7 в парогенератор 9. В регенеративном обменнике вода охлаждается до исходной величины.
Разогретый в реакторе теплоноситель первого контура (Na) отдаёт тепло в промежуточном теплообменнике 10 теплоносителю второго контура (Na). А тот, в свою очередь, отдаёт тепло рабочему телу(H2O) в парогенераторе.
Циркуляционные насосы служат для движения теплоносителя в контурах схемы, а также для подачи охлаждающей воды в конденсатор из резервуара 8.
Таким образом, принципиально АЭС отличаются от ТЭС только тем, что рабочее тело на них получает тепло в парогенераторе при сжигании ядерного топлива в ядерном реакторе, а не органического топлива в котлах, как это имеет место на ТЭС.
Многоконтурная схема АЭС обеспечивает радиационную безопасность и создаёт удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора и свойств теплоносителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.
Теплообменники АЭС.
Теплообменник атомных электростанций имеют специфические конструктивные особенности и значительно большие удельные тепловые нагрузки по сравнению с теплообменниками обычных электростанций. Уменьшение габаритов теплообменников реакторной установки позволяет уменьшить размеры и вес биологической защиты, а следовательно, и капиталовложения в строительство АЭС.
Теплообменники, по которым протекает радиоактивная и коррозирующая среда, выполняются из сравнительно дорогой нержавеющей стали. В целях экономии этой стали поверхности нагрева, трубные доски и корпуса теплообменников стремятся выполнять с минимальными толщинами, не допуская излишних запасов прочности, но обеспечивая необходимую надёжность длительной их работы.
Парогенераторная установка состоит из горизонтальных парогенераторов насыщенного пара давлением 32 а и 231о С.
Вода из реактора с температурой 275оС подаётся в вертикальный коллектор диаметром 750 мм из которого распределяется по пакетам трубок, далее поступает к циркулярному насосу контура охлаждения.
Трубные пакеты погружены в водяной объём второго контура, заполняющая межтрубное пространство вода, испаряется, полученный пар проходит через паросепарирующие устройства и далее поступает в сборный паропровод к турбине.
Поверхность нагрева парогенератора 1290 м2. Она состоит из двух коридорных пакетов по 975 трубок диаметром 21 мм с толщиной стенок 1,5мм. Шаг трубок в пакете 36 мм. В трубном пакете имеется 5 вертикальных коридоров, улучшающих естественную циркуляцию.
Турбомашины АЭС.
На действующих, строящих и проектируемых атомных электростанциях применяются конденсационные паровые турбины.
На АЭС с высокотемпературными реакторами применяются специальные типы турбин, работающих на насыщенном или слабо перегретом паре.
В корпусе турбины есть специальные выточки для улавливания капельной влаги . Сепараторы капельной влаги могут выполняться центробежными и инерционными. Проходя по каналам двухходового винта в потоке пара, капли влаги центробежными силами отбрасываются на стенки корпуса и стекают к дренажному отверстию.
При повороте потока пара на 180о, при входе во внутреннею трубу сепаратора также развивается центробежная сила, отбрасывающая капли влаги вниз.
В сепараторах инерционного типа отделение капельной влаги от потока происходит при ударе потока о решётку полос.
Вспомогательное оборудование.
Вспомогательное оборудование АЭС газодувки, насосы, арматура, измерительные приборы имеют специфические особенности, которые должны обеспечивать более высокую надежность обеспечивающие более длительный срок работы без профилактики. Обеспечивающие исключение утечки радиоактивного газа. Повышенную стойкость к коррозии. Насосы безсальниковой конструкции, должны обеспечивать высокую герметичность.
Вся арматура выполняется с сильфонным уплотнением штока.
Вся измерительная аппаратура имеет так же свои конструктивные особенности, обеспечивающие более высокую точность и надёжность.
Компоновка оборудования АЭС.
Основные требования к компоновке оборудования:
1.Простота технологической схемы обеспечивающая прямые и короткие трубопроводы, магистрали водяные и газовые. Трассы кабелей
2.Удобство и простота обслуживания, удобный доступ ко всем агрегатам.
4. Компактное расположение агрегатов
5. Вентиляция обеспечивающая быстрое и захватывающие все объёмы здания.
6. Повышенная жёсткость фундамента.
7. Должны быть предусмотрены транспортные передвижные устройства, обеспечивающие дезактивацию помещений своим оборудованием и приспособлениями.
Вопросы техники безопасности на АЭС.
Этими правилами установлены временные пределы допустимых уровней излучения.
Система биологической безопасности и дозиметрического контроля АЭС, принятая для АЭС АН России строго контролируется вышестоящими органами.
Основными источниками радиоактивных загрязнений на АЭС являются вода контура охлаждения реактора и азот, заполняющий графитовую кладку.
Активность выбрасываемого воздуха в атмосферу определяется активностью аргона.
Жестко проверяется на допустимые дозы активности вода с её долгоживущими сухими остатками натрия, марганца, кальция и другими составляющими
Радиоактивный воздух из надреактного пространства разбавляется в общей вентиляционной системе, пока активность не упадёт до допустимой нормы.
Выбрасываемая радиоактивная вода проходит обработку в специальном цехе, подвергаясь выдержке, разбавлению и очистке примесей включая выпаривание.
Сбрасываемая вода первого контура имеет малую активность и содержит короткоживущие изотопы. Она подвергается выдержке и разбавлению. Время выдержки составляет 10-15суток. За этот период радиоактивность снижается до допустимой нормы питьевой воды и спускается в канализацию. В частности в здании АЭС АН России имеется 28 вентиляционных систем вентиляции воздуха из одного помещения в другое.
Особое внимание уделено пространству над реактором, откуда радиоактивный газ может проникать в реакторный зал. Воздух между кожухом реактора и водяной защитой не вентилируется, так он является высоко радиоактивным и выброс его в атмосферу через трубу не допустим, во избежания загрязнения окружающей среды.
Имеется система дозиметрического контроля как стационарная, так и индивидуальная. Кроме этого, постоянно ведётся забор воздуха из различных помещений с проверкой его на радиоактивность в отдельных лабораториях дозиметрического контроля. Весь работающий персонал имеет карманные фотокассеты и карманные дозиметры.
При ремонте и обслуживании оборудования, вводится регламентируемое время работы персонала. При работе используются: пневмокостюмы, противогазы, перчатки, очки и другие средства индивидуальной защиты.
Производится предварительная дезактивация оборудования и мест намечаемых работ.
Для избежания выноса радиоактивности на спецодежде организуются спецсанпосты.
При выходе из зоны радиоактивности, персонал снимает защитную спецодежду, принимает душ и переодевается в чистую одежду.
Использованная одежда отдаётся в специальную прачечную или уничтожается.
Нарушения правил дозиметрического контроля может привести к непоправимым последствиям.
Мировая история эксплуатации АЭС знает много примеров, которые имели место в странах Канады, США. Франции, Англии. Югославии. Свежи ещё события Чернобыльской аварии. Все случаи приводившее к тем или сложным, а зачастую и тяжёлым последствием были причиной определённых не доработок, подчас халатности или игнорирования правил эксплуатации АЭС.
1. Атомные энергетические станции……………….. А.А. Канаев 1961 г.
2. Почти всё о цепном реакторе………………………… Л.Матвеев 1990 г.
3. Атомная энергетика…………………………… А.П. Александров 1978 г.
4. Энергия будущего……………………………………А И.Проценко 1985 г.
5. Экономика электроэнергетики …………………… Фомина 2005 г.
Если Вам нужна помощь с академической работой (курсовая, контрольная, диплом, реферат и т.д.), обратитесь к нашим специалистам. Более 90000 специалистов готовы Вам помочь.
Читайте также: