Презентация на тему Эксплуатация теплоэнергетического оборудования

на АЭС, отражаются
и в структуре РТС электростанции.
Выделение тепла

в активной зоне
реактора продолжается и после прекращения управляемой цепной
реакции деления ядер топлива.
Тепловая схема АЭС должна
предусматривать возможность надежного и достаточного теплоотвода
от активной зоны реактора во всех режимах работы, включая переходные режимы и аварийные ситуации.

или контура
рабочего тела на двухконтурной АЭС)
состоит из тех

же основных систем, что и РТС ТЭС с некоторыми отличиями.
Отличия заключаются
прежде всего в установке дополнительного паросбросного и пароприемного оборудования и трубопроводов, предназначенных для расхолаживания реактора и входящих в состав пусковых схем АЭС.

системы, связанные с:
уплотнениями турбины,
отсосом и
переработкой
неконденсирующихся радиоактивных и

радиолитических газов из регенеративных подогревателей и других емкостей.

подачи и вывода раствора борной
кислоты, используемой для регулирования мощности

реактора;
охлаждения стержней управления и защиты реактора;
продувки-подпитки реактора;
сбора и переработки организованных протечек, трапных вод и других потоков;
компенсации объема теплоносителя; аварийного охлаждения реактора;
сбора и переработки газовых сдувок;

технического водоснабжения;
дезактивации и переработки радиоактивных отходов;
баков «грязного» и «чистого» конденсата и др.

настоящее время число ПГ
превышает число турбин.
Это объясняется тем,

что концентрация большой мощности в одном парогенерирующем агрегате ограниченных размеров при конвективном теплообмене представляет большие, часто
неразрешимые трудности.

три ПГ работают на одну турбину.

Схема главных паропроводов здесь

представляет собой секционную
схему с одной переключательной магистралью 4 (на рис. ниже).
При закрытии запорных задвижек 3 ПГ подключаются к турбине по блочной
схеме.
Переключательная магистраль общая для блока (на две турбины
К-220-44), но имеет сдвоенные разделительные задвижки с электроприводом для надежного отключения системы паропроводов одной
турбины.
Переключательная магистраль позволяет подавать пар к турбине от любого из ПГ по любому паропроводу 1.
При открытых разделительных задвижках переброс пара может осуществляться по всей
переключательной магистрали.
Это позволяет обеспечить работу турбин при различных неполадках как в системе ПГ, так и в системе
паропроводов.

с реактором ВВЭР-440
1 — паропровод острого пара;
2 —

измерительное устройство;
3 — запорная задвижка;
4 —
переключательная магистраль;
5 — дроссельный клапан;
6 — главная паровая задвижка.

арматуры уменьшаются.
На АЭС с реактором ВВЭР-1000 два ПГ

работают
на одну турбину, составляя дубль-блок.
Здесь принята блочная схема
главных паропроводов (на рис. ниже).
Главные паропроводы снабжены
минимальным количеством арматуры, обеспечивающим, однако, возможность включения и отключения каждой магистрали автономно,
что позволяет турбине работать и на одном ПГ.
Прогрев паропроводов перед пуском турбины выполняется постепенно, для чего по длине
паропровода расположены дренажи конденсата и воздушники.

отвод пара от них к турбинам на
АЭС, так же

как на ТЭС, может проводиться по различным схемам:
Блочной;
Централизованной;
секционной.

к питательным трубопроводам предъявляют повышенные требования по надежности.
При

блочной структуре электростанции целесообразно применять обычную
схему питания ПГ (на рис. ниже, а).
В этом случае выполняется 1-а питательная магистраль 1 (без резерва), на которой размещается минимальное количество арматуры:
запорная задвижка с электроприводом
и
обратный клапан 3.
Общий расход питательной воды измеряется
устройством 2.
Расход питательной воды по корпусам ПГ регулируется клапанами 4.

ВВЭР-1000
1— паропровод острого пара;
2— воздушники;
3— дренажи;
4—

обратный клапан;
5 —
измерительное устройство;
6 — дроссельный клапан;
7 — запорная задвижка;
8 — главная
паровая задвижка;
9 — стопорный клапан;
10 — регулирующий клапан;
11 — регулирующий
клапан с 1НДроприводом.

число ПГ больше числа
турбин, которые они снабжают паром, применяются

секционно-централизованные схемы питательных трубопроводов.
Каждый блок АЭС с этим реактором имеет 6-ть петель с ПГ в каждой петле и две турбины К-220-44.

Центральная раздающая питательная магистраль 6-и секционирована
(две секции), в каждой секции имеется по три ПГ.
В части питательного тракта — от
деаэраторного бака до питательных насосов, от них до ПВД и от ПВД
до центральной распределительной магистрали — схема питательных трубопроводов выполнена по блочному принципу, что позволяет существенно:
снизить число установленной арматуры;
упростить управление схемой.

ПГ как в нормальной
эксплуатации, так и при аварийном расхолаживании

реактора побуждает полностью дублировать индивидуальные линии подвода питательной воды к ПГ с соответствующей установленной на них арматурой:
по две (в соответствии с правилами Госгортехнадзора) запорные задвижки с электроприводом на каждой линии, отключающие ПГ,
обратные клапаны 3 и
регулирующие клапаны 4.

данном случае повышает надежность работы электростанции в целом.
Такая

схема позволяет обеспечить питание всех ПГ и при сниженных нагрузках турбины, что необходимо для обеспечения работы циркуляционных петель реактора.
Прекращение подачи питательной воды в ПГ привело бы к:
отключению циркуляционной петли 1-го контура;
к напряженным режимам
в процессе остановки оборудования петли.

установки,
конденсатных и питательных
насосов, а также некоторые другие элементы

второго контура РТС АЭС
не отличаются от описанных выше и не требуют дополнительных
пояснений.

первого контура;
4 — подогреватель под пяточной воды;
5

— под пяточные насосы;
6 — ПГ;
7 — охладитель протечек;
8 – аннонитный
фильтр;
9 — катионитныи фильтр;
10 — доохладитель (продувки);
11 — регенеративным теплообменник внутриконтурной очистки теплоносителя (продувки) первого Контура;

12 — теплообменник разогрева и расхолаживания;
13 — насос-дозатор;
14 — бак раствора тиосульфата натрия;
15 — насос спринклерной установки;
16 — теплообменник охлаждения
спринклерной воды;
17 — насос аварийного ввода бора;
18 — бак аварийного запаса бора;
19 — насос вывода бора на очистку;
20 — насос заполнения бассейна выдержки;
21 — насос
заполнения первого контура;
22 — насос чистого конденсата;
23 — барботажный бак компенсатора объема;
24 — компенсатор объема;
25 — ёмкости аварийного охлаждения
реактора;
26 — насос разогрева и расхолаживания;
27 — питательный насос;
28 — деаэратор; 29 — ПВД-9; 30—ПВД-8; 31 — ПВД-7; 32— ЦСД турбины; 33 — сепаратор-пароперегрева
тель; 34 — конденсатор; 35 — конденсатный насос; 36 — конденсатоочистка; 37 — насос дренажного бака; 38 — дренажный бак; 39 — эжектор основной; 40 — эжектор пусковой;
41—эжектор уплотнении; 42 — доохладитель продувки ПГ; 43 — регенеративный тепло- обменник; 44 — расширитель продувки ПГ; 45 — охладитель дренажа; 46 – ПНД-1; 47 —ПНД-2; 48 — ПНД-3; 49 — дренажный насос; 50-ПНД-4; 51 — ПНД-5,

АЭС состоит из первого (реакторного) контура,
в котором циркулирует радиоактивный

теплоноситель, и второго контура с нерадиоактивным рабочим телом.
На один реактор тепловой
мощностью 1375 МВт устанавливаются 6-ть ПГ производительностью 450 т/ч каждый и две турбины электрической мощностью 220 МВт
каждая.

взаимосвязанных систем:
главный циркуляционный контур,

компенсация температурных изменений объема теплоносителя,

очистка
контурной воды и подача подпиточной воды, технологические сдувки,

аварийное охлаждение активной зоны и снижение давления в герметичных помещениях,
системы перегрузки, выдержки и хранения топлива и др.

водо-водяной
энергетический реактор 1 и 6-ть петель принудительной циркуляции теплоносителя.

Каждая циркуляционная петля состоит из:
ПГ 6 горизонтального типа;
главного циркуляционного насоса 2 с подачей 7100 м3/ч;
2-х главных задвижек и трубопроводов диаметром 560 х 34 мм;
дренажей и воздушников.
Главные задвижки разделяют циркуляционный контур на неотключаемую (от реактора до задвижки) и отключаемую (от задвижки до ПГ) части.

изменений объема теплоносителя входит:
паровой компенсатор объема 24, соединенный трубопроводами

подачи
теплоносителя и перелива с «горячей» магистралью главного циркуляционного трубопровода и трубопроводом впрыска с «холодной»
магистралью главного циркуляционного трубопровода.
При чрезмерном повышении давления в компенсаторе объема осуществляется сброс
теплоносителя через систему предохранительных клапанов в барботер
23.
Компенсатор объема подключается к неотключаемой части циркуляционной петли первого контура, благодаря чему выполняет свои
функции независимо от числа работающих петель.

воды в первый контур
Назначением системы очистки контурной воды и

подачи подпиточной воды в первый контур является поддержание качества теплоносителя, заданного нормами.
Для этого осуществляется вывод части
теплоносителя из отключаемой части каждой циркуляционной петли
(продувка) для очистки на ионообменных фильтрах высокого давления
8 и 9 с предварительным его охлаждением в регенеративном теплообменнике 11 и водоохладителе 10 и возврат в циркуляционный контур
после очистки.
Фильтры внутриконтурной очистки теплоносителя
общие для всех циркуляционных петель.
Организованные протечки
первого контура из приямков организованных протечек через ионообменные фильтры низкого давления поступают в деаэратор подпитки
3 с охладителем выпара 4, откуда центробежными насосами 5 подаются
в главный циркуляционный контур на всос главного циркуляционного
насоса (подпитка).
Система продувки-подпитки используется и в режиме борного регулирования нейтронной мощности.
При необходимости повышения концентрации борной кислоты в активной зоне реактора концентрированный раствор борной кислоты подается в деаэратор подпитки, а оттуда — в первый контур.

радиоактивных и радиолитических газов.
При делении ядерного топлива в

качестве продуктов деления возникают инертные радиоактивные газы
(ксенон, криптон), радиоактивный йод и др., часть которых через неплотности оболочек твэлов поступает в теплоноситель.
В водном теплоносителе в результате радиолиза воды появляются радиолитические
кислород и водород.
Газы выделяются в верхних точках оборудования первого контура (главных циркуляционных насосах,
коллекторах ПГ, компенсаторе объема) на рабочих параметрах и тем
более по мере снижения температуры и давления теплоносителя при
выводе его из контура (в баках «грязного» конденсата, в приямках организованных протечек, в деаэраторе подпитки, в теплообменниках и
т. д.).
Радиоактивные и радиолитические газы с помощью системы технологических сдувок разбавляются азотом, выводятся из систем первого контура и направляются в систему спецгазоочистки (СГО) для переработки перед выбросом за пределы АЭС.
В системе технологических
сдувок предусматривается также «дожигание» водорода с целью избежать образования взрывоопасных смесей.

из нескольких взаимосвязанных систем:
турбинная установка,
деаэрационно-питательная установка,
паропроводы

высокого
и низкого давления и
конденсатно-питательный тракт,
продувка ПГ,

расхолаживание первого контура и др.

35;
эжекторами 39, 40, 41;
регенеративные подогреватели высокого 29—31 и низкого

46—51 давления;
охладителями дренажей 45;
дренажными насосами 49;
промежуточные сепараторы-пароперегреватели 33.

27;
(куда входят основные и аварийные питательные насосы) и трубопроводов.

Для обеспечения надежного
питания парогенераторной установки во всех режимах основые питательные магистрали имеют соединения с параллельно работающими
блоками.

непрерывной продувки 44;
регенеративный теплообменник 43;
доохладитель продувочной воды 42;
ионообменные фильтры;
ёмкости

для слива воды ПГ и создания ее запаса.
Система расхолаживания первого контура обеспечивает отвод тепла
от реакторного контура через ПГ.
Работа системы обеспечивается быстродействующими редукционными установками и насосами расхолаживания.