Если в качестве конструкционных материалов реакторов и ПГ применяются аустенитные нержавеющие стали типа 1Х18Н9Т, то основной задачей водного режима является предотвращение коррозионного растрескивания под напряжением. Поэтому для обеспечения необходимой долговечности и надежности оборудования первого контура в этом случае основное внимание должно быть обращено на снижение содержания хлор-иона, а также, особенно в условиях щелочного водного режима, на глубокое обескислороживание воды.

При применении углеродистых сталей, не подверженных коррозионному растрескиванию, но имеющих значительно большую скорость общей коррозии, основной задачей водного режима является уменьшение содержания в воде кислорода, поддержание щелочного режима и уменьшение содержания хлор-ионов. Общим требованием к воде первого контура независимо от применяемых конструкционных материалов является глубокое обессоливание воды.

Установленные как за рубежом, так и в СССР нормы качества воды первого контура регламентируют такие параметры, как общая жесткость, водородный показатель pH, содержание растворенного кислорода, хлоридов, сухой остаток, общее солесодержание. Особенно жестко должны соблюдаться предельно допустимые концентрации хлоридов из-за чувствительности нержавеющей стали к коррозионному растрескиванию в их присутствии, а также предельно допустимые концентрации растворенного кислорода. Последнее требование особенно важно при применении азота в компенсаторах объема. В случае же использования гелия и1 других инертных газов радиационный синтез азотной кислоты незначителен из-за малого количества азота в воде первого контура.

Важной характеристикой воды первого контура является ее удельная активность, которая в нормальных условиях эксплуатации должна быть не более 10-4 К и/кг. Радиоактивные продукты коррозии, образовавшиеся в результате перехода их в теплоноситель при разрушении оксидных пленок конструкционных материалов активной зоны и активировании при многократном, облучении в активной зоне продуктов коррозии, смытых с остальных участков контура, затрудняют доступ к оборудованию и трубопроводам во время ремонта, что снижает безопасность эксплуатации ЯЭУ.

Особенностью радиоактивных отложений является проникновение нуклидов в толщу оксидной пленки, поэтому ликвидация активности возможна только при полном удалении прочно связанной с поверхностью металла защитной пленки. Этим обусловлена основная трудность при проведении дезактивации поверхностей конструкционных материалов.

Состав отложений на различных поверхностях контура более чем на 70% сформирован из оксидов железа, однако основной вклад в активность обусловлен образованием радионуклидов из входящих в состав конструкционных материалов примесей. Установлено, что через несколько суток после остановки реактора активность оборудования первого контура в основном определяется активностью следующих нуклидов коррозионного происхождения: 60Со (Т|/2=5,3 года), 58Со (71 сут), 65Zn (245 сут), 51Сг (28 сут), 59Fe (45 сут), 54Мп (310 сут). При этом главным источником активности является 60Со, активность которого не менее чем на три порядка превосходит активность остальных радиоактивных нуклидов.

Среди радиоактивных нуклидов особое место занимает тритий. Значимость этого нуклида определяется его большим периодом полураспада (12,26 года) и тем, что он, являясь элементом самой воды, не удаляется из нее в процессе концентрирования или сепарации. Основным источником появления трития является образование его непосредственно в теплоносителе из растворенного бора, а также в результате диффузии через оболочки твэлов трития, образующегося как продукт деления в урановом сердечнике.

Количество радиоактивных отложений в начале эксплуатации монотонно возрастает до некоторого предела, определяемого выравниванием темпов осаждения и смытия продуктов коррозии (рис. 6.3). В случае выхода в теплоноситель топливной композиции активность узлов первого контура возрастает на несколько^ порядков по сравнению с нормальным равновесным уровнем. Продукты деления ядерного топлива могут присутствовать в теплоносителе в результате разгерметизации оболочек твэлов или незначительного загрязнения поверхности оболочек ураном в процессе изготовления твэлов. Эта радиоактивность большей частью не связана с поверхностями системы, а находится в теплоносителе в растворенном состоянии и поэтому легко удаляется в процессе ионного обмена.

Качество воды для первичного заполнения первого контура, а также для подпиточной воды должно удовлетворять следующие требованиям [1, 35]:

Значение pH........................................................................... От 6,5 до 8,5

Содержание кислорода................................................... Не более 0,01--0,015 мг/л

Содержание хлоридов........................................................... Не более 0,02 мг/л

Содержание солей.................................................................. 0,5--I мг/л

Сухой остаток......................................................................... 1,0--1,5 мг/л

21. T-S диаграмма состояния воды и водяного пара

Область I - газообразное состояние (перегретый пар, обладающий свойствами реального газа);

Область II - равновесное состояние воды и насыщенного водяного пара (двухфазное состояние). Область II также называют областью парообразования;

Область III - жидкое состояние (вода). Область III ограничена изотермой ЕК;

Область IV - равновесное состояние твердой и жидкой фаз;

Область V - твердое состояние;

Области III, II и I разделены пограничными линиями AK (левая линия) и KD (правая линия). Общая точка K для пограничных линий AK и KD обладает особыми свойствами и называется критической точкой. Эта точка имеет параметры pкр, vкри Ткр, при которых кипящая вода переходит в перегретый пар, минуя двухфазную область. Следовательно, вода не может существовать при температурах выше Ткр.

Критическая точка К имеет параметры:

pкр = 22,136 МПа; vкр = 0,00326 м3/кг; tкр = 374,15 °С.

Значения p, t, v и s для обеих пограничных линий приводятся в специальных таблицах термодинамических свойств водяного пара.

22-23. Цикл Ренкина

Теоретическим циклом современной паросиловой установки является цикл Ренкина.

Пароводяная смесь образовавшаяся в результате передачи тепловой энергии воде в активной зоне поступает в Барабан - сепаратор где происходит разделение пара и воды. Пар направляется в паровую турбину, где расширяясь адиабатно, совершает работу. Из турбины отработавший пар направляется в конденсатор. Там происходит отдача теплоты охлаждающей воде, проходящей через конденсатор. Вследствие этого пар полностью конденсируется. Полученный конденсат непрерывно засасывается насосом из конденсатора, сжимается и направляется вновь в барабан сепаратор.

Конденсатор играет двоякую роль в установке: Во-первых, он имеет паровое и водяное пространство, разделенные поверхностью, через которую происходит теплообмен между отработавшим паром и охлаждающей водой. Поэтому конденсат пара может быть использован в качестве идеальной воды, не содержащей растворенных солей. Во-вторых, в конденсаторе вследствие резкого уменьшения удельного объема пара при его превращении в капельножидкое состояние наступает вакуум, который будучи поддерживаемым в течение всего времени работы установки, позволяет пару расширяться в турбине еще на одну атмосферу (Рк около 0,04 - 0,06 бар) и совершать за счет этого дополнительную работу.

Рисунок 6 Цикл Ренкина в T-S диаграмме

Синяя линия в Т-S диаграмме воды является разделительной, при энтропии и температуре соответствующим точкам лежащим на диаграмме выше этой линии существует только пар, ниже паро-водяная смесь.

Влажный пар в конденсаторе полностью конденсируется по изобаре p₂=const (линия 2 - 3). Затем вода сжимается насосом от давления P2 до давления P1, этот адиабатный процесс изображен в T-S-диаграмме вертикальным отрезком 3-5.

Длина отрезка 3-5 в T-S-диаграмме весьма мала, так как в области жидкости, изобары (линии постоянного давления) в T-S-диаграмме проходят очень близко друг от друга. Благодаря этому при изоэптропном (при постоянной энтропии) сжатии воды, температура воды возрастает менее чем на 2 - 3 °С, и можно с хорошей степенью приближения считать, что в области жидкости изобары воды практически совпадают с левой пограничной кривой (синяя линия); поэтому зачастую при изображении цикла Ренкина в Т-S-диаграмме изобары в области жидкости изображают сливающимися с левой пограничной кривой. Малая величина отрезка адиабаты 3-5 свидетельствует о малой работе, затрачиваемой насосом на сжатие воды. Малая величина работы сжатия по сравнению с величиной работы, производимой водяным паром в процессе расширения 1-2, является важным преимуществом цикла Ренкина.

Из насоса вода под давлением P2 поступает в барабан сепаратор, а затем в реактор, где к ней в изобарно (процессе 5-4 P1=const) подводится тепло. Вначале вода в реакторе нагревается до кипения (участок 5-4 изобары P₁=const) а затем, по достижении температуры кипения, происходит процесс парообразования (участок 4-1 изобары P₁=const). Пароводяная смесь поступает в барабан сепаратор где происходит разделение воды и пара. Насыщенный пар, из барабана сепаратора поступает в турбину. Процесс расширения в турбине изображается адиабатой 1-2 (Этот процесс относится к классическому циклу Ренкина в реальной установке процесс расширения пара в турбине несколько отличается от классического). Отработанный влажный пар поступает в конденсатор, и цикл замыкается.

С точки зрения термического к. п. д. цикл Ренкина представляете менее выгодным, чем цикл Карно, изображенный выше (рисунок 5) поскольку степень заполнения цикла (равно как и средняя температур подвода тепла) для цикла Ренкина оказывается меньше, чем в случае цикла Карно. Однако с учетом реальных условий осуществления экономичность цикла Ренкина выше экономичности соответствующего цикла Карно во влажном паре.

Цикл с промежуточным перегревом пара.

В теплоэнергетической установке с промежуточным перегревом (рис. 1.5) пар после расширения в ЦВД турбины направляется в котел для вторичного перегрева, где температура его повышается от 1 t до ПП t. После промежуточного перегрева пар попа- дается в ЦНД, где расширяется до давления в конденсаторе к p.

Для того чтобы увеличить термический к. п. д. цикла Ренкина, часто применяют так называемый перегрев пара в специальном элемент установки - пароперегревателе, где пар нагревается до температуры, превышающей температуру насыщения при данном давлении P₁. В этом случае средняя температура подвода тепла увеличивается по сравнению с температурой подвода тепла в цикле без перегрева и, следовательно, термический к. п. д. цикла возрастает. Цикл Ренкина с перегревом пара является основным циклом теплосиловых установок, применяемых в современной теплоэнергетике.

Поскольку в настоящее время не существует промышленных энергетических установок с ядерным перегревом пара (перегрев пара в непосредственно в активной зоне ядерного реактора), то для ядерных реакторов BWR и РБМК используется цикл с промежуточным перегревом пара.

Рисунок 7 Цикл с промежуточным перегревом пара в T-S диаграмме

Для повышения КПД в цикле с промежуточным перегревом пара, используется двух ступенчатая турбина, состоящая из цилиндра высокого давления и нескольких (4 для РБМК) цилиндров низкого давления. Пар из барабана сепаратора направляется в цилиндр высокого давления (ЦВД), часть пара отбирается для перегрева. Расширяясь в цилиндре высокого давления процесс на диаграмме 1-6, пар совершает работу. После ЦВД пар направляется в пароперегреватель, где за счет охлаждения отобранной в начале части пара, осушается и нагревается до более высокой температуры, (но уже при более низком давлении, процесс 6-7 на диаграмме) и поступает в цилиндры низкого давления турбины (ЦНД). В ЦНД пар расширяясь, снова совершает работу (процесс 7-2 на диаграмме) и поступает в конденсатор. Остальные процессы соответствуют процессам в выше рассмотренном цикле Ренкина. Регенеративный цикл

Малое значение КПД цикла Ренкина по сравнению с циклом Карно связано с тем, что большое количество тепловой энергии при конденсации пара передается охлаждающей воде в конденсаторе. Для снижения потерь часть пара из турбины отбирается и направляется на регенерационные подогреватели, где тепловая энергия, высвобождаемая при конденсации отобранного пара, используется для подогрева воды, полученной после конденсации основного парового потока.

В реальных паросиловых циклах регенерация осуществляется с помощью регенеративных, поверхностных или смешивающих, теплообменников, в каждый из которых поступает пар из промежуточных ступеней турбины (так называемый регенеративный отбор). Пар конденсируется в регенеративных теплообменниках, нагревая питательную воду, поступающую в реактор. Конденсат греющего пара смешивается с основным потоком питательной воды.

Рисунок 8 Схема установки с регенеративным циклом: Т - турбина, К - конденсатор, Н - насос, Р - некий нагревающий реактор, PП1, РП2 - регенеративные подогреватели. Стрелками показаны отборы пара из турбины

Цикл паросиловой установки с регенерацией, строго говоря, нельзя изобразить в плоской Т-S-диаграмме, поскольку эта диаграмма строится для постоянного количества рабочего тела, тогда как в цикле установки с регенеративными подогревателями количество рабочего тела оказывается различным по длине проточной части турбины.

Поэтому, в дальнейшем, рассматривая изображение цикла этой установки в плоской Т-S-диаграмме, следует иметь в виду условность этого изображения; для того чтобы подчеркнуть это, рядом с Т-S-диаграммой (рисунок 9) помещена диаграмма, показывающая расход (D) пара через турбину вдоль ее проточной части. Эта диаграмма относится к линии 1-2 в T-S-диаграмме -- линии адиабатного расширения пара в турбине. Таким образом, на участке 1-2 цикла в T-S-диаграмме количество рабочего тела убывает с уменьшением давления, а на участке 5 - 4 количество рабочего тела возрастает с ростом давления (к питательной воде, поступающей из конденсатора, добавляется конденсат пара из отборов).

Рисунок 9 Т-S диаграмма цикла с регенеративным подогревом

24. Диаграмма расширения пара в турбинной ступени

Процесс расширения пара в h s, -диаграмме для турбины, состоящей из четырех активных ступеней, представлен на рис. 4.2. По мере расширения пара от ступени к ступени давление его уменьшается, а удельный объем увеличивается. В результате этого длина сопловых и рабочих лопаток вдоль проточной части также увеличивается.

Интенсивность возрастания высоты лопаток определяется значениями соответствующих чисел M для ступени. С увеличением числа M интенсивность возрастания высот лопаток повышается. При числах M, близких к нулю (приближение к условиям течения несжимаемой жидкости), высоты лопаток практически не изменяются вдоль проточной части.

25. Надежность и безопасность ЯППУ

Общие требования безопасности ЯППУ. Безопасность ЯППУ-- это качество, исключающее техническими средствами и организационными мероприятиями превышение установленных доз облучения обслуживающего персонала и населения прилегающей территории, а также радиоактивное загрязнение (превышение нормативных уровней выбросов) окружающей среды.

Защита от радиационных излучений в нормальных условиях эксплуатации реактора обеспечивается применением биологической защиты, за пределами которой создаются безопасные условия для жизнедеятельности обслуживающего персонала. В целях предотвращения аварий реактор оснащается надежной системой АЗ, а в состав ЯППУ вводятся различные противоаварийные устройства и системы (типа системы автономного расхолаживания). Для минимизации последствий аварии, если таковая все же произойдет невзирая на применение средств АЗ, используются различные локализующие устройства.

Специфика ядерной энергетики предопределила необходимость расчленения понятия «безопасность» на две основные составляющие-- ядерную безопасность и радиационную.

Под ядерной безопасностью понимают качество ЯППУ (обеспечиваемое совокупностью свойств реактора, состояния технических средств установки, организационных мер и квалификации обслуживающего персонала) исключающее возможность ядерной аварии. При этом ядерной называют аварию, связанную с повреждением твэлов или с потенциальной опасностью облучения людей. Такая авария может произойти вследствие потери управления цепной реакцией деления ядер топлива или в результате несанкционированного возникновения цепной реакции при перезарядке реактора, транспортировке и хранении ядерного топлива, а также при выполнении монтажных и ремонтных работ.

Радиационная безопасность -- это качество установки, обеспечиваемое совокупностью технических средств и организационных мероприятий, исключающее возможность выхода радиоактивных продуктов или ионизирующих излучений за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации.

В случае возникновения ядерной аварии радиационная безопасность, как правило, нарушается, так как при этом обычно повреждаются барьеры, локализующие продукты деления, или снижается эффективность этих барьеров. Примером повреждения барьеров является пережог оболочек твэлов или разгерметизация первого контура. Зависимости ядерной безопасности от степени обеспечения радиационной безопасности не существует.

На стадии проектирования и в процессе эксплуатации ЯППУ должны быть предприняты все необходимые меры по безусловному обеспечению их ядерной и радиационной безопасности. В общем случае все мероприятия по обеспечения безопасности могут быть разделены на две группы: предотвращения аварий и локализации последствий аварий.

Размещено на Allbest.ru