Размещено на http://www.allbest.ru/

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

1. Обеспечение радиационного ресурса корпуса реактора 5-го блока НВАЭС

1.1 Влияние нейтронного облучения на свойства металла корпуса реактора

1.2 Анализ хрупкой прочности цилиндрической части корпуса реактора 5-го блока НВАЭС

1.3 Мероприятия по обеспечению подачи борированной воды в 1 контур с температурой не ниже 20С

1.3.1 Подогрев бака аварийного запаса концентрированной борной кислоты (Б-1)

1.3.2 Подогрев баков запаса раствора борной кислоты (Б-8/13)

1.3.3 Подогрев борного раствора в гидроемкостях САОЗ (ГЕ САОЗ 14)

2. Влияние на экологию и безопасность жизнедеятельности

2.1 Сбор, переработка и хранение жидких радиоактивных отходов

2.2 Требования к обеспечению безопасности при хранении жидких радиоактивных отходов

2.3. Меры безопасности работников при работе с радиоактивными веществами

2.3.1 Меры индивидуальной защиты и личной гигиены

2.3.2 Санитарные пропускники и шлюзы

2.3.3 Гардеробные, душевые и пункты радиационного дозиметрического контроля

3.Экономическая часть. Расчет себестоимости электроэнергии на КЭС

Заключение

Список использованной литературы

Введение

Технологический процесс на атомной электрической станции (АЭС) связан с образованием и накоплением в тепловыделяющих элементах активной зоны реактора радиоактивных продуктов, которые в случае их выхода за установленные проектом АЭС границы в количествах, превышающих допустимые пределы, могут привести к радиационному поражению персонала и населения, а также к загрязнению территории станции и окружающей среды. В связи с этим атомная станция является потенциальным источником радиационной опасности для персонала АЭС и окружающего населения. Сформировавшиеся в процессе развития атомной энергетики принципы проектирования и эксплуатации энергоблоков АЭС направлены на достижение её безопасности.

Согласно "Общим положениям обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88)", "...безопасность АЭС - свойство АС при нормальной эксплуатации и в случае аварии ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами...".

Безопасность АЭС обеспечивается за счёт последовательной реализации принципа глубоко эшелонированной защиты, основанного на применении системы следующих друг за другом физических барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных продуктов в окружающую среду и системы технических и организационных мер (уровней защиты) по защите барьеров от разрушения и сохранению их эффективности и непосредственно по защите населения.

Система барьеров включает:

- топливную матрицу;

- оболочки тепловыделяющих элементов;

- границу контура теплоносителя, охлаждающего активную зону;

- герметичное ограждение локализующих систем безопасности.

Одним из наиболее ответственных элементов конструкции реакторов ВВЭР, определяющих в значительной мере единичную мощность и безопасность эксплуатации, является корпус реактора, который совместно с первым контуром входит в состав третьего барьера глубокоэшелонированной защиты. реактора радиоактивный отход дозиметрический

К особенностям работы корпуса реактора следует отнести:

- высокую температуру теплоносителя на входе и выходе из активной зоны;

- высокое давление теплоносителя первого контура;

- высокие плотности потоков нейтронов (на уровне активной зоны),

примерно 10¹¹ нейтр./см ² с) по нейтронам с энергией больше 0,5 МэВ;- высокую температуру самого корпуса (до 300 °С), а также наличие температурных перепадов в стенках, обусловленных неравномерным распределением тепла, выделяющегося в реакции (n, ) и под воздействием прямого - излучения.

Исходя из этого, материал корпуса должен обладать достаточной прочностью и сопротивлением термо- и малоциклической усталости. Кроме того, к материалу корпуса предъявляются требования высокой коррозионной стойкости в водном теплоносителе (содержащем борную кислоту для компенсации избыточной реактивности), высокой радиационной стойкости и устойчивости к хрупкому разрушению. Материал корпуса должен иметь малую теплоёмкость и большую теплопроводность. Такое требование объясняется тем, что уровень термических напряжений в материале при наличии градиента температур тем больше, чем выше теплоёмкость и ниже теплопроводность материала.

При выборе конструкционных материалов для оборудования первого контура, в первую очередь для корпуса реактора, необходимо учитывать сдвиг порога хладноломкости стали при облучении в сторону более высоких температур, так как в процессе работы материал корпуса наберёт флюенс нейтронов (10¹⁹10²⁰) нейтр/см² с энергией больше 1МэВ.

Основную опасность при использовании в качестве конструкционных материалов корпуса реактора сталей, представляет процесс хрупкого разрушения, который может развиваться с большой скоростью, порядка (13) 10³ м/с. Хрупкость возникает при определённом сочетании внешних и внутренних факторов. К внешним факторам относятся скорость изменения температуры и нагрузки а также конструктивные особенности оборудования. Внутренние факторы связаны с химическим составом, структурой стали, наличием неметаллических включений и т.д. Хрупкое разрушение может возникнуть при резком увеличении нагрузки или уменьшении температуры при определённой скорости изменения нагрузки. При длительной работе под напряжением вероятность хрупкого разрушения увеличивается, т.к. длительная концентрация напряжений приводит к возникновению микротрещин, которые приближают начало хрупкого разрушения.

Условия хрупкого разрушения учитываются при эксплуатации реакторной установки, ограничивая давление в первом контуре в зависимости от температуры корпуса реактора. Так, для реактора 5-го блока НВАЭС запрещается подъём давления выше 3,5 МПа (35 кгс/см²) при несоблюдении минимально допустимых температурных условий для проведения гидравлических испытаний оборудования первого контура, приведённых в таблице №1.1.

Таблица №1.1.

Наименование параметра	В Е Л И Ч И Н А
Температура стенки корпуса реактора*, металла корпуса КД, трубопроводов ГЦК** при проверке на плотность, год/0С.	30/101	31/103	32/105	33/106	34/108	35/110	36/111
	37/113	38/115	39/116	40/118	41/119	42/121	43/122
	44/124	45/125	46/127	47/129	48/130	49/132	50/133
	51/135	52/136	53/138	54/139	55/140	56/142	57/143
	58/145	59/146	60/148
Температура стенки корпуса реактора*, металла корпуса КД, трубопроводов ГЦК** при проверке на прочность, год/0С.	30/126	31/128	32/130	33/131	34/133	35/135	36/136
	37/138	38/140	39/141	40/143	41/144	42/146	43/147
	44/149	45/150	46/152	47/154	48/155	49/157	50/158
	51/160	52/161	53/163	54/164	55/165	56/167	57/168
	58/170	59/171	60/173
Температура стенки элементов 1 контура ПГ, 0С	Более 70
Температура стенки элементов II контура ПГ, 0С	Более 70
Температура металла трубопроводов КД, 0С	Более 50

Примечание:

*) Определяется по показаниям термопары, расположенной на наружной поверхности корпуса реактора в районе зоны патрубков (поз. АГ-261а);

**) Определяется по температуре теплоносителя 1 контура в трубопроводах ГЦК.

Скорость разогрева первого контура ограничивается 20 °С/ч, а скорость расхолаживания - 30 °С/ч, скорость изменения давления (кроме аварийных режимов) - 10 кгс/(см мин).

Корпус водо-водяного энергетического реактора 5-го блока НВАЭС представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и сферической крышкой.Корпус реактора имеет восемь патрубков Ду-850 для подсоединения петель, четыре патрубка Ду-350 для подсоединения трубопроводов САОЗ, в которых установлены тепловые "рубашки" для защиты металла от воздействия холодной воды, и один патрубок Ду-250 для вывода трубок КИП.

Корпус реактора изготовлен из восьми цельнокованых цилиндрических обечаек, соединённых между собой кольцевыми сварными швами, выполненными автоматической сваркой под слоем флюса.

В качестве основного материала корпуса реактора 5-го блока Нововоронежской АЭС применяется теплостойкая перлитная сталь 15Х2НМФА, которая плакирована двухслойной наплавкой из нержавеющей стали толщиной (6-10) мм для предотвращения коррозии и водородного охрупчивания.

Химический состав стали 15Х2НМФА приведён в таблице №1.2.

Таблица №1.2.

Марка стали	Массовое содержание элементов, %
	C	Si	Mn	S	P	Cr	Ni	Mo	V
15Х2Н МФА	0,11- 0,21	0,17- 0,37	0,3- 0,6	0,025	0,025	2,0- 3,0	0,4	0,6- 0,8	0,25- 0,35

Основные характеристики реакторной установки В-187 и корпуса реактора приведены в таблице №1.3.

Таблица №1.3.

Характеристика	Размерность	Величина
Срок службы корпуса реактора в сборе Внутренний диаметр корпуса реактора (по разделительному поясу) Высота корпуса Толщина стенки корпуса цилиндрической части зоны патрубков Масса верхнего блока (с приводами СУЗ) Масса корпуса реактора Масса шахты реактора Масса блоков защитных труб (БЗТ) Тепловая мощность Электрическая мощность Температура воды на входе Температура воды на выходе Давление Количество ТВС Количество ОР СУЗ Количество ТВЭЛ в ТВС Количество ПЭЛ в ОР СУЗ	лет мм мм мм т т т т МВт МВт С С МПа шт шт шт шт	60* 3630 10850 198 285 133,7 314 73,2 50,4 3000 1000 289 324 16,0 151 109 317 12
Эквивалентный диаметр активной зоны Высота активной зоны в «холодном состоянии» в «горячем состоянии» Топливо Вес топлива UO2 в активной зоне Удельная теплонапряженность активной зоны Полная поверхность теплоотдачи от ТВЭЛ Максимальная температура оболочки ТВЭЛ Средняя скорость теплоносителя (при работе четырех ГЦН)	мм мм т кВт/л м2 С м/с	3120 3530 3580 UO2 75 111 4835 350 5,6

1. Обеспечение радиационного ресурса корпуса реактора 5-го блока НВАЭС.

1.1 Влияние нейтронного облучения на свойства металла корпуса реактора

Металл корпуса реактора подвергается воздействию интенсивных потоков ионизирующего излучения, главным образом быстрых нейтронов, являющихся продуктами деления ядерного топлива. Нейтроны, взаимодействуя с веществом, передают свою энергию атомам металла посредством упругих соударений, а также служат источником образования быстрых заряженных частиц (электронов, протонов, -частиц). Конечным итогом этих процессов является нарушение упорядоченного расположения атомов в кристаллической решётке металла и образованию инородных атомов, например, гелия и водорода.

Совокупность вносимых облучением изменений структуры материала называется радиационным повреждением.

Характер и степень структурного повреждения материалов при облучении в реакторе существенно зависят от целого ряда факторов, к которым относятся:

- число смещений, приходящихся на каждый первично выбитый атом (ПВА)

при столкновениях с нейтроном;

- плотность потока и энергетический спектр нейтронов;

- температура, при которой происходит облучение (Т_обл);

- химический состав и структурное состояние материала.

Исходным моментом радиационного повреждения материала является

смещение атомов из узлов кристаллической решётки и образование точечных

дефектов - вакансий и межузельных атомов. Характерной особенностью облучения быстрыми нейтронами является возникновение в облучаемом материале каскадов атомных столкновений, приводящих к образованию микроскопических областей структурного повреждения с высокой концентрацией точечных дефектов. Под влиянием температуры начальное состояние повреждения изменяется в результате термически активируемой миграции точечных дефектов, которая сопровождается их взаимной рекомбинацией, аннигиляцией на стоках, образованием или диссоциацией скоплений.

Из комплекса свойств, изменяющихся у материалов под воздействием облучения, первоочередное значение имеют прочностные характеристики металла, такие как твёрдость, критическое напряжение сдвига, пределы текучести (_т) и прочности (_в). Общим является возрастание этих характеристик (упрочнение), которое, в свою очередь, сопровождается уменьшением пластичности - радиационным охрупчиванием. Необходимо отметить, что при возрастании дозы облучения пределы текучести _т и прочности _в возрастают, причём _т растёт быстрее чем _в. При этом, что особенно важно, неизменно уменьшается максимальное относительное удлинение при разрыве. Это означает, что развивающееся радиационное упрочнение неизбежно сопровождается потерей пластичности металла, что эквивалентно развитию хрупкости, так называемое низкотемпературное радиационное охрупчивание (НТРО).

Особенностью НТРО является то, что при достаточно больших флюенсах нейтронов пластичность материала уменьшается более чем в 10 раз вплоть до возможного хрупкого разрушения.

К важнейшим характеристикам конструкционных материалов относится критическая температура хрупкости Т_к, называемая также температурой вязкохрупкого перехода или порогом хладноломкости, которая разделяет область повышенных температур (Т>Т_к), где материал имеет достаточную пластичность, от температурной области малой пластичности (Т<Т_к). Эта характеристика обычно получается из температурной зависимости ударной вязкости, представляющей собой энергию, которую необходимо затратить на разрушение материала. На рисунке 1.1. показана зависимость ударной вязкости стали 15Х2НМФА от температуры под влиянием облучения нейтронами.

Рис.1. 1. Влияние облучения нейтронами с энергией Е>0,5МэВ на температурную зависимость ударной вязкости стали 15Х2НМФА.

1 - исходное состояние;

2 - Т_обл=120°С, Ф410¹⁹ н/см²;

3 - Т_обл=(210-250) °С, Ф1,510¹⁹н/см²

В некоторой области температур ударная вязкость выходит на насыщение ("верхняя полка", см. рис.1) и, если материал работает при температурах "верхней полки", он находится в вязкой области с хорошим запасом пластичности, где возможное разрушение должно протекать с пластической деформацией >_т.

Под воздействием многих эксплуатационных факторов в металле корпуса реактора неизбежно накапливаются изменения, делающие его поведение всё более хрупким, что проявляется в сдвиге Т_к в область более высоких температур.

Т_к = Т_ко + Т_к

где: Т_ко - критическая температура хрупкости, определённая на стандартных образцах;

Т_к - температурный запас вязкости.

В общем случае Т_к содержит вклады от различных действующих факторов, а именно:

Т_к = Т_к (М) + Т_к () + Т_к (Ф) -Т_к ()

где: Т_к(М) - смещение температуры хрупкости за счёт влияния масштаба при переходе от результатов измерения Т_к на стандартных образцах к измерению Т_к для того же материала в реальном изделии;

Т_к() - смещение температуры хрупкости за счёт длительного старения в течение времени ;

Т_к(Ф)- смещение температуры хрупкости за счёт нейтронного облучения флюенсом Ф;

Т_к() - смещение температуры хрупкости за счёт уровня действующих на материал напряжений (знак “-“ обусловлен тем, что при испытаниях образцов используются напряжения >_т вплоть до разрушения, а в реальных рабочих условиях напряжения гарантированно должно быть меньше разрушающих).

Наиболее важное значение НТРО имеет применительно к материалу, из которого изготовлен корпус реактора, при этом особенно серьезные изменения претерпевает металл в районе сварных швов и сами сварные швы. На рисунке 1.2. показаны изменение температурного запаса вязкости для стали 15Х2НМФА при различных условиях облучения.



Рис.1.2.Кинетика изменения Т_к стали 15Х2НМФА при облучении различными плотностями потока нейтронов с энергией Е0,5 МэВ (Т_обл=270С).

1- 410¹¹н/(см²с);

2- (3-4)10¹²н/(см²с);

3- 710¹²н/(см²с).

Следует отметить, во-первых, что в результате облучения одновременно со сдвигом Т_к в область более высоких температур (см.рис.2) наблюдается уменьшение верхнего предела ударной вязкости (снижение "верхней полки") и что эффект облучения оказывается меньше при более высоких температурах облучения вследствие частичного отжига в процессе облучения. Во-вторых, зависимость Т_к от величины флюенса нейтронов (Ф) носит вид:

Т_к(Ф)=А_F (Ф 10^-18)^1/3

где:А_F - коэффициент радиационного охрупчивания, зависящий от типа стали и условий облучения (значения А_F приведены в таблице №4);

Ф - флюенс нейтронов в единицах 10¹⁸ н/см² .

Таблица №4.

Материал	Тобл, С	АF, С/(1018н/см2)
Сталь 15Х2НМФА	250	22
	270	18
	290	14

Исходя из вышеизложенного, можно сделать вывод, что условием безопасной эксплуатации корпуса реактора является выполнение соотношения:Т _{эксплуатации} >Т_к

Т.е. связанный с НТРО сдвиг Т_к является безопасным только до тех пор, пока Т_к не возрастёт до области рабочих температур металла корпуса реактора, т.к. тогда он окажется в условиях хрупкого поведения по отношению к нагрузкам.

1.2 Анализ хрупкой прочности цилиндрической части корпуса реактора 5-го блока НВАЭС.

Рабочая температура корпуса реактора составляет около 300°С (что соответствует средней температуре теплоносителя первого контура). В аварийных режимах, при срабатывании аварийных систем с подачей "холодной" воды, температура теплоносителя на входе в реактор быстро опускается, что приводит к образованию, так называемого "холодного языка" на корпусе реактора в районе патрубка той петли, куда происходит подача воды, и, возникновению больших температурных напряжений в металле корпуса.

Для оценки поведения металла корпуса реактора в аварийных ситуациях, приводящих к срабатыванию аварийных систем с подачей "холодной" воды в реактор, ОКБ "Гидропресс" произвёл теплогидравлический расчёт режимов, связанных с разрывом трубопроводов 1 и 2-го контуров. Целью расчёта является определение динамики изменения параметров теплоносителя 1-го контура в течение всего переходного процесса, а именно:

- давления теплоносителя 1 контура;

- температуры теплоносителя на входе в корпус реактора из холодных ниток циркуляционных петель;

- среднесмешанной температуры теплоносителя в напорной камере реактора;

- расхода теплоносителя в холодных нитках циркуляционных петель.

Для обеспечения консерватизма режимы подбирались с точки зрения сочетания в них наиболее неблагоприятных условий, влияющих на прочность корпуса (высокое давление теплоносителя 1 контура в переходном процессе, максимально высокая скорость захолаживания теплоносителя в сборной камере реактора, низкая температура в "холодном языке" и т.п.).

В соответствии с вышеизложенными соображениями для расчёта были выбраны следующие аварийные режимы:- течь теплоносителя 1 контура диаметром 25 мм;

- течь теплоносителя 1 контура диаметром 50 мм;

- течь теплоносителя 1 контура диаметром 80 мм;

- непреднамеренное открытие предохранительного клапана КД;

- разрыв паропровода.

При анализе результатов расчётов было выявлено, что определяющим, с точки зрения хрупкой прочности реактора является аварийный режим с течью теплоносителя 1 контура Dу 80 из петли №1.

Динамика переходного процесса представлена на рис. 1.3..1.5.



10002000300040005000

Время переходного процесса, с

Рис.1.3. Изменение давления в КД и ГПК в режиме течи из ГЦТ Ду 80.

010002000300040005000

Время переходного процесса, с

Рис.1.4. Изменение температуры теплоносителя на выходе из петель

Время переходного процесса, с

Рис.1.5. Изменение расхода теплоносителя на выходе из петель

После окончания выбега ГЦН, расходы на выходе из петель быстро снижаются, и на 800 сек аварийного процесса происходит прекращение циркуляции теплоносителя по петлям № 2,3,4 (см. рис. 1.5.).

На 400 сек. в аварийной петле №1, происходит опрокидывание циркуляции, а начиная с 800 сек., в ней устанавливается расход примерно 100 кг/с, что связано с подачей в эту петлю воды от насосов ВБН, АВН и ПН. Подача "холодной" воды приводит к образованию "холодного языка" на стенке корпуса реактора в районе входного патрубка. Температура теплоносителя в "языке" к 1800 сек. снижается до 130°С.

После открытия БРУА (на 1800 сек), давление теплоносителя в 1 контуре резко снижается и к 5000 сек. стабилизируется на уровне 8 кгс/см² .

На выходе из петель №2,3,4 устанавливается расход естественной циркуляции, а температура теплоносителя в них к 5000 сек снижается до 100°С.

После отключения насосов ВБН, АВН и ПН на 3100 сек, расход на выходе из петли №1 становится равным расходу насоса аварийного расхолаживания, а температура теплоносителя (после переключения насоса на работу из приямка) снижается до 90°С.

Таким образом, зная условия протекания аварийного процесса, можно определить критическую температуру хрупкости Т_к^а соответствующую исчерпанию радиационного ресурса корпуса по условиям протекания данного режима, и сравнить её с критической температурой хрупкости материала корпуса Т_к.

Температура Т_к^а представляет собой максимально допустимую температуру хрупкости материала корпуса, при которой в данном расчётном режиме в вершине одной из расчётных трещин (поверхностная полуэллиптическая трещина глубиной до 1/4 толщины корпуса реактора, с соотношением полуосей а/с=2/3) достигается предельно допустимое значение коэффициента интенсивности напряжений.

Величина Т_к меняется по высоте корпуса из-за имеющегося градиента флюенса нейтронов. С другой стороны, температурное поле и поле напряжений также меняются по высоте корпуса, поэтому расчёт Т_к^а был выполнен для 15 сечений по высоте корпуса в зоне облучения.

Результаты расчётов критической температуры хрупкости материала корпуса Т_к, Т_к^а и флюенса нейтронов в расчётных сечениях приведены в таблице №1.5.

Таблица №1.5.

Элемент корпуса реактора	Отметка по высоте корпуса (расстояние от нижней образующей входного патрубка), мм	Флюенс нейтронов с энергией Е0,5 МэВ за проектный срок службы корпуса, Ф10-221/м2	Критическая температура хрупкости, Тк, С	Максимально допустимая температура хрупкости материала корпуса, Тка, С
Опорная обечайка	980 1070 1135 1227 1300 1408 1530 1775	12,2 15,0 17,0 1909 22,1 25,1 28,0 32,1	39 44 47 51 54 58 61 65	63 58 57 55 56 60 70 78
Сварной шов №4	1775	32,2	44	77
Центральная обечайка	1981 2379 2712 3224 3587	35,3 35,3 35,3 35,3 35,3	47 47 47 47 47	98 103 108 108 108
Сварной шов №5	3915	30,6	13	99

Сравнения значения Т_к с допускаемыми значениями Т_к^а показывают, что критерии хрупкой прочности удовлетворяются для всех расчётных сечений до конца проектного срока службы корпуса реактора 5-го блока НВАЭС, однако с целью исключения термоциклирования корпуса реактора при подаче холодной воды от насосов САОЗ в аварийных режимах и при плановых расхолаживаниях необходимо реализовать мероприятия по обеспечению подачи борированной воды в 1 контур с температурой не ниже 20°С.

1.3 Мероприятия по обеспечению подачи борированной воды в 1 контур с температурой не ниже 20 С

В рассмотренном аварийном режиме расход дистиллята, подаваемого насосами, значительно меньше расхода охлаждающей технической воды через теплообменник ТОАР, поэтому после опорожнения бака запаса раствора борной кислоты и переключения насосов на работу из приямка ГО температура воды, подаваемой в 1 контур, резко снижается, что ведёт к образованию "холодного языка" в верхней камере смешения корпуса реактора.

Параметры работы аварийной системы низкого давления после переключения на работу из приямка приведены в таблице №1.7.

Таблица №1.7.

Наименование параметра	Размерность	Численное значение
Расход технической воды через ТОАР	м3/ч	3000
Расход теплоносителя 1 контура (течь Ду 80)	м3/ч	100
Температура технической воды на входе в теплообменник (зимний период)	С	5
Температура дистиллята на входе в ТОАР	С	90
Коэффициент теплоотдачи в теплообменнике	Вт/(м2с)	1500
Площадь теплообмена	м2	1870
Температура дистиллята на выходе из ТОАР	С	8,8

Исходя из вышеизложенного, для поддержания температуры дистиллята не менее 20С, подаваемого в 1 контур, на 5 блоке НВАЭС выполнены работы по модернизации в период ППР?2010ч2011 гг.

1.3.1 Подогрев бака аварийного запаса концентрированной борной кислоты (Б-1)

Система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления (САОЗ ВД) предназначена для подачи концентрированного раствора борной кислоты в 1 контур при авариях, связанных с выделением положительной реактивности в активной зоне реактора, при разуплотнении 1 или 2 контура, а также при обесточивании блока.

В аварийных режимах при течи 1 контура (от некомпенсируемой штатной системой подпитки до "малой") и в режимах неконтролируемого расхолаживания при авариях на оборудовании 2 контура (разрыв паропровода, незакрытие ПКПГ и т.д.) САОЗ ВД обеспечивает выполнение условий безопасного перевода реакторной установки в "холодное" состояние созданием необходимой подкритичности активной зоны и восполнением потерь (в течь и за счет расхолаживания) объема теплоносителя 1 контура из Б?1 и далее из Б?8/1,2,3.

Технические характеристики (паспортные) бака аварийного запаса концентрированного раствора борной кислоты Б-1 приведены в таблице 1.8.

Таблица 1.8.

№ п.п.	Наименование параметра	Размерность	Величина
	Номинальный уровень	мм	3900100
	Объем геометрический	м3	150

Система подогрева бака аварийного запаса концентрированного раствора борной кислоты Б-1.

Система предназначена для подогрева и поддержания необходимой температуры борного концентрата Б-1. В состав системы входит насос системы подогрева НСР-1, электронагреватель ПБР-1, трубопроводы, арматура, приборы КИП, местный щит управления и сигнализации.

Центробежный горизонтальный насос системы подогрева НСР-1 типа Х-А-Ж80-65-160К-5 предназначен для отвода тепла от электронагревателя и создания циркуляции борного концентрата в контуре подогрева Б-1. Технические характеристики приведены в Таблице 1.9.

Таблица1. 9.

№ п.п.	Наименование параметра	Размерность	Величина
	Производительность	м3/ч	100
	Давление на напоре	кгс/см2	3,1
	Температура перекачиваемой жидкости	С	до 120
	Подпор на всасе	кгс/см2	0,4
	Тип электродвигателя	-	АИР160S2
	Мощность электродвигателя	кВт	15
	Частота вращения электродвигателя	об/мин	2900
	Напряжение	В	380

Материал корпуса НСР-1 - нержавеющая сталь 12Х18Н9ТЛ. Уплотнение вала насоса - одинарное торцевое.

Электронагреватель системы подогрева ПБР-1.

Технические характеристики электронагревателя системы подогрева приведены в Таблице 1.10.

Таблица 1.10.

№ п.п.	Наименование параметра	Размерность	Величина
	Рабочая среда	-	Раствор Н3ВО3 с концентрацией до 44,5 г/дм3
	Давление рабочее	кгс/см2	0,35
	Температура рабочая	С	до 70
	Расход подогреваемой среды	м3/ч	35ч65
	Мощность электроподогревателя	кВт	180
	Количество блоков электронагревателей	шт.	2 по 90 кВт
	Тип электронагревателей	-	ТЭНБ-90П380
	Напряжение	В	380

Насос системы подогрева с электронагревателем расположены на отм. +7,5 спецкорпуса в помещении ВС-414 у днища бака Б-1. Управление оборудованием системы подогрева осуществляется с местного щита управления, расположенного на отм. +7,5 в помещении ВС-414.

Электроподогреватель ПБР-1 отключается при температуре во всасывающем трубопроводе насоса НСР-1 более 60С

Рис.1.6. Схема подогрева Б?1.

1.3.2 Подогрев баков запаса раствора борной кислоты (Б-8/13)

Система аварийного охлаждения зоны низкого давления (САОЗ НД) предназначена для аварийного расхолаживания 1 контура после срабатывания ГЕ САОЗ (АГ-1, АГ-2, АГ-3, АГ-4) и для отвода остаточных энерговыделений в течение длительного времени в режиме рециркуляции. Система используется также для планового расхолаживания 1 контура во время останова блока, отвода тепла от активной зоны реактора в процессе перегрузки топлива.

САОЗ НД состоит из трех независимых каналов, каждый из которых включает в себя:

– насос аварийного расхолаживания АРН-1 (АРН-2, АРН-3);

– теплообменник аварийного расхолаживания ТОАР-1 (ТОАР-2, ТОАР-3);

– бак аварийного запаса раствора борной кислоты Б-8/1 (Б-8/2, Б-8/3);

– фильтрующее устройство, расположенное в зоне локализации аварии, (общее для трех каналов);

– систему подогрева и поддержания температуры борного раствора в Б-8/1 (Б-8/2, Б-8/3);

– трубопроводы, арматуру, КИП.

Трубопровод планового расхолаживания является общим для трех каналов САОЗ НД.

При работе блока на мощности в баках аварийного запаса раствора борной кислоты Б-8/1 (Б-8/2, Б-8/3) должны поддерживаться:

– уровни не менее 4000 мм (объем 480 м³)

– температура раствора не менее 55С, за счет работы системы подогрева и поддержания температуры борного раствора.

Система подогрева предназначена для подогрева и поддержания необходимой температуры раствора борной кислоты в Б-8/1, Б-8/2, Б-8/3. Система состоит из трех каналов. В состав каждого канала входит насос системы подогрева НСР-8/1, НСР-8/2, НСР-8/3, два электронагревателя ПБР-1/81, ПБР-2/81 (ПБР-1/82, ПБР-2/82, ПБР-1/83, ПБР-2/83), трубопроводы, арматура, приборы КИП.

Центробежный горизонтальный насос системы подогрева НСР-8/1 (НСР-8/2, НСР-8/3) типа Х-А-Ж100-80-160К-5 предназначен для отвода тепла от электронагревателей и создания циркуляции раствора борной кислоты в контуре подогрева Б-8/1 (Б-8/2, Б-8/3). Технические характеристики приведены в Таблице 1.11.

Таблица 1.11.

№ п.п.	Наименование параметра	Размерность	Величина
	Производительность	м3/час	100
	Давление на напоре	кгс/см2	3,1
	Температура перекачиваемой жидкости	С	до 120
	Подпор на всасе	кгс/см2	0,5
	Тип электродвигателя	-	АИР180S2
	Мощность электродвигателя	кВт	22
	Частота вращения электродвигателя	об/мин	2900
	Напряжение	В	380

Материал корпуса НСР - нержавеющая сталь 12Х18Н9ТЛ. Уплотнение вала насоса - одинарное торцевое.

Электронагреватель системы подогрева ПБР-1/81, ПБР-2/81 (ПБР-1/82, ПБР-2/82, ПБР-1/83, ПБР-2/83).

Технические характеристики электронагревателя системы подогрева приведены в Таблице 1.12.

Таблица 1.12.

№ п.п.	Наименование параметра	Размерность	Величина
	Рабочая среда	-	Раствор Н3ВО3 с концентрацией до 20 г/дм3
	Давление рабочее	кгс/см2	5,0
	Температура рабочая	С	до 70
	Расход подогреваемой среды	м3/час	35ч65
	Мощность электроподогревателя	кВт	180
	Количество блоков электронагревателей	шт.	2 по 90 кВт
	Тип электронагревателей	-	ТЭНБ-90П380
	Напряжение	В	380

Рис.1.7. Схема подогрева Б?8/1,2,3

Насосы системы подогрева раствора бора Б-8/1, Б-8/2, Б-8/3 с электронагревателями расположены на отм. 0,00 в помещении Т-113. Управление оборудованием системы подогрева осуществляется с местного щита управления, расположенного на отм 0,00 в помещении Т-105.

1.3.3 Подогрев борного раствора в гидроемкостях САОЗ (ГЕ САОЗ 14)

Пассивная часть САОЗ предназначена для первоначальной, быстрой подачи раствора борной кислоты в реактор для охлаждения активной зоны и ее залива при авариях с потерей теплоносителя, когда давление в 1 контуре падает ниже 60 кгс/см² и происходит обезвоживание активной зоны.

Система подогрева борного раствора в гидроемкостях САОЗ обеспечивает нагрев борного раствора и поддержание его температуры в диапазоне 55-70С во всех четырех ГЕ САОЗ, каждая из которых содержит собственный контур естественной циркуляции, содержащий:

– отводящий трубопровод Ду-55, подключенный к трубопроводу заполнения гидроемкости САОЗ перед арматурой АГ-01 (АГ-02, АГ-03, АГ-04) и подводящий трубопровод Ду-38, который подключен к трубопроводу дренирования гидроемкости перед арматурой АГ-210 (АГ-220, АГ-230, АГ-240);

– встроенный в циркуляционный контур электрический подогреватель, обеспечивающий подогрев среды до заданной температуры;

– оборудование электропитания подогревателей;

– оборудование температурного контроля и управления подогревом среды;

– запорную арматуру;

– защитную теплоизоляцию.

Электроподогреватель ЭНПАГ-1 (ЭНПАГ-2, ЭНПАГ-3, ЭНПАГ-4). Состоит из корпуса подогревателя и устанавливаемого в корпус блока трубчатых электроподогревателей ТЭН.

Корпус подогревателя выполнен из цилиндрической обечайки, внутренним диаметром 220 мм с толщиной стенки 12 мм, в нижней части которой имеется штуцер под трубу Ду-38 и фланец для крепления блока трубчатых электронагревателей. К верхней части цилиндрической обечайки приварено эллиптическое днище со штуцером под трубу Ду-57. В средней части цилиндрической обечайки расположена опора для крепления корпуса подогревателя.

Во внутреннюю полость корпуса подогревателя монтируется блок трубчатых электронагревателей. Крепление блока ТЭН к корпусу подогревателя производится крепежными деталями (шпилька, гайка, шайба) в количестве 12 штук по периметру фланца. Блок трубчатых электронагревателей содержит: девять U-образных ТЭН, закрепленных в крышке, защитный кожух, служащий для безопасности при эксплуатации подогревателя. В крышке предусмотрен узел контроля протечки из уплотнительной поверхности подогревателя в виде штуцера, соединенного с ниппелем (уплотнение шар по конусу) с помощью гайки накидной.

Технические характеристики электроподогревателя приведены в таблице 1.13.

Таблица 1.13.

№ п.п.	Наименование параметра	Размерность	Величина
	Давление рабочее	кгс/см2	61,5
	Температура рабочая	С	90
	Давление расчетное	кгс/см2	65
	Температура расчетная	С	150
	Давление гидравлических испытаний	кгс/см2	75
	Температура гидравлических испытаний, не менее	С	20
	Электрическая мощность при напряжении 220/380В	кВт	66
	В том числе электрическая мощность по группам ТЭН: I группа II группа III группа	кВт	8 28 30
	Общая масса	кг	415



Рис.1.8. Схема подогрева АГ?1ч4.

Заключение

В работе проведен анализ и сделана оценка поведения металла корпуса реактора в аварийных ситуациях, приводящих к срабатыванию аварийных систем с подачей "холодной" воды в реактор. Анализ показал, что критерии хрупкой прочности удовлетворяются для всех расчётных сечений до конца проектного срока службы корпуса реактора 5-го блока НВАЭС, однако, с целью исключения термоциклирования корпуса реактора при подаче холодной воды от насосов САОЗ в аварийных режимах и при плановых расхолаживаниях необходимо реализовать мероприятия по обеспечению подачи борированной воды в 1 контур с температурой не ниже 20°С. В дипломной работе рассчитан технический проект реконструкции существующих схем аварийного охлаждения активной зоны реактора, в части:

- реализации подогрева бака аварийного запаса концентрированной борной кислоты (Б-1);

- реализации подогрева баков запаса раствора борной кислоты (Б-8/1(2,3);

- реализации подогрева гидроемкостей САОЗ (ГЕ САОЗ 1ч4).

Целью модернизации являлось исключение термоциклирования корпуса реактора при подаче "холодной" воды от насосов системы аварийного охлаждения активной зоны реактора в аварийных ситуациях и при плановых расхолаживаниях.

В соответствии с "Техническим решением по обеспечению подачи борированной воды в 1 контур с температурой не ниже 20°С для блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000" проект в настоящее время внедрен на 5-м блоке Нововоронежской АЭС

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭГ-1-011-89 Госатомэнергонадзор СССР.- М.:Энергоатомиздат, 1990. - 48 с. - (Правила и нормы в атомной энергетике).

2. Абрамович М.Д., Вотинов С.Н., Иолтуховский А.Г. Радиационное материаловедение на АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 136 с.

3. Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горынин И.В., Николаев В.А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. - М.:Энергоатомиздат, 1981. - 192 с.

4. Махутов Н.А., Фролов К.В., Стекольников В.В. и др. Прочность и ресурс водо-водяных энергетических реакторов. - М.: Наука, 1988. -311 с. -(Исследование напряжений и прочности ядерных реакторов).

5. Соловьёв С.П., Хмелевская В.С. Механические, коррозионные и радиационные свойства материалов для ядерных энергетических установок. Учебное пособие по курсу "Материалы ядерных энергетических установок". - Обнинск: ИАТЭ, 1991. - 174 с.

6. Реакторная установка. Расчёт теплогидравлический. Анализ режимов для расчёта хрупкой прочности. 187 - ТР - 438. ОКБ "Гидропресс".

7. Корпус реактора. Расчёт прочности. Анализ хрупкой прочности цилиндрической части корпуса реактора 5-го блока НВАЭС. 187 - ТР-444.0КБ "Гидропресс".

8. Обеспечение подачи борированной воды в 1 контур с температурой не ниже 20°С - байпас теплообменника САОЗ. Техническое задание 187-5/4-Т.

9. Расчёт байпаса теплообменника САОЗ 5-го блока НВАЭС. Атомэнергопроект.

10. Обеспечение радиационного ресурса корпуса реактора (подогрев бака аварийного запаса раствора бора и бака запаса концентрированного раствора бора) 5-го блока НВАЭС. Техническое задание 187-5/12-Т.

11. Обеспечение подачи борированной воды в 1 контур с температурой не ниже 20 ⁰С для блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 (реакторные установки В-320, В-302, В-338, В-187).

Размещено на Allbest.ru

...