Ознакомьтесь с нашей политикой обработки персональных данных
23:52 

Поисковые запросы

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
Давно я не играла в вопросы-ответы на поисковые запросы. За последние пару месяцев меня нашли по следующим фразам, приведенным ниже.

Несколько раз встречался этот запрос. Вот даже странно, что, неужто ответа так долго не нашли? Информация по количеству контуров реакторов НВ АЭС есть в любой Википедии.


Контуры НВАЭС
Все РУ НВАЭС, как работающие, так и уже остановленные, двухконтурные и относятся к ВВЭР. ВВЭР не кипящий легководный реактор с водой под давлением, в котором теплоносителем и замедлителем является химически обессоленная обычная вода. Особенностью реакторов ВВЭР является как раз двухконтурная схема, в первом контуре вода под давлением 160 атм. нагревается в активной зоне за счёт энергии деления ядер урана, и в парогенераторе передаёт тепло теплоносителю второго контура, который имеет давление 70 атмосфер. Теплоноситель второго контура, также обычная "лёгкая" вода, при нагреве кипит в ПГ, испаряется, пар из парогенераторов направляется на турбину, где, собственно, и происходит преобразование тепловой энергии пара в механическую - вращение турбины, на валу которой находится электрогенератор, в результате чего происходит преобразование механической энергии в электрическую. Турбина вращается со скоростью 3000 об/мин (быстроходная) или 1500 об/мин (тихоходная), что соответствует частоте тока в сети 50 Гц. (В случае тихоходной турбины используется электрогенератор с 4 полюсами).

Собственно, на любой АЭС контуров охлаждения гораздо больше, смотря что имелось в виду. Есть контуры охлаждения оборудования нормальной эксплуатации и систем безопасности. Также имеется основной промконтур охлаждения электродвигателей, подшипников и уплотнений насосов, контур охлаждения конденсаторов турбин, теплообменников различных систем реакторной установки и систем вентиляции и кондиционирования. Работу одного только ГЦНА (главный циркуляционный насосный агрегат) обеспечивают несколько контуров:
- система автономного контура обеспечивает охлаждение и смазку нижнего радиального подшипника, система смазки радиально-осевого подшипника - соответственно смазку и охлаждение верхнего радиально-осевого подшипника, а система смазки электродвигателя - смазку и охлаждение его подшипников;
- система промежуточного контура осуществляет охлаждение рубашки статора электродвигателя, а также холодильников всех вспомогательных систем ГЦНА и холодильника блока уплотнения насоса;
- система запирающей воды обеспечивает подачу воды в блок уплотнения, а система воды отмывки бора - подачу в него дистиллята для смыва отложений бора в уплотнительных ступенях.


Судя по названию, это относится в ВВЭР-1200. Хотя, как знать, а что такого примечательного в этих насосах? Ну, обычный электронасос с подачей с подачей 130 м³/ч и напором 8о м...


Аварийное охлаждение ПГ
На АЭС с ВВЭР-1000 имеется система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы, собственно, система эта, как следует из её названия, обеспечивает подачу питательной воды в ПГ в аварийных режимах, связанных с отказами штатных ПЭН, например при обесточивании собственных нужд. В состав системы входят АПН (аварийные питательные насосы), которые и обеспечивают требуемую подачу из баков аварийного запаса обессоленной воды. Поскольку, как это принято на АЭС, системы безопасности имеют трёхкратное резервирование, то АПН установлено три штуки на энергоблок, каждый из которых обеспечивает подачу 150 м³/ч при давлении 6,27 МПа в ПГ. На блоке № 5 НВАЭС, к примеру, в качестве АПН установлен насосный агрегат АЦНА-250-75- с подачей 150 м³/ч, давлением на напоре 8,9 МПа и мощностью 800 кВт. Обеспечить подпитку ПГ в аварийных режимах важно для того, чтобы успешно охлаждать РУ через второй контур. При заглушенном реакторе для безопасного охлаждения РУ вполне достаточно одной работоспособной петли ПГ.

К слову сказать, в ВВЭР-1200 проекта МО АЭП от АПН отказались, данная система там заменена на систему аварийного расхолаживания ПГ (САР ПГ). Отличия заключаются в том, что циркуляция воды в этой системе происходит по замкнутому контуру: в нижнюю часть ПГ подаётся охлаждённая вода, там она нагревается и в паропроводах снова отводится на теплообменник, где охлаждается и подаётся обратно в ПГ. Всего САР ПГ имеет два канала, каждый из которых подключен к двум ПГ и рассчитан на 100% отвод тепла от РУ. В составе каждого канала имеется по два насоса САР ПГ. САР ПГ способна функционировать в режиме поддержания давления в ПГ 6,08 МПа или в режиме расхолаживания РУ с заданной скоростью 30°/ч или 60°/ч. Зря или нет на НВ АЭС-2 отказались от аварийной подпитки ПГ, время покажет. Собственно, про САР ПГ я уже писала.


Странный вопрос. Время пребывания ТВС в реакторе прибором не измеряется, и выгорание - величина расчётная.


Время работы ТВС в ВВЭР-1200

Да никак! Время нахождения ТВС в реакторе определяется ТУ на ТВС на основании материаловедческих, прочностных, теплотехнических и прочих исследований для оценки стойкости топлива и конструкционных материалов при работе при заданных условиях, характерных для активной зоны ВВЭР-1200. Нынешние ТВС ВВЭР-1200 рассчитаны на 4-5 лет работы в активной зоне. У каждой ячейки, в которую устанавливается ТВС в активной зоне, имеются свои координаты. При загрузке топлива сведения о каждой установленной свежей ТВС или переставленной ОТВС заносятся в журнал ОЯБиН, эта информация является исходными данными и одновременно результатами расчёта каждой перегрузки с помощью компьютерной программы. Таким образом, можно отследить путь каждой ТВС с момента загрузки в реактор до её выгрузки в бассейн выдержки и рассчитать её выгорание.

Если вдруг какая-то из ТВС повредилась, потеряла герметичность, к примеру, её выгрузят досрочно и поместят в БВ для снижения активности и энерговыделения до уровня, когда её можно будет отправить на завод для переработки. На каждом реакторе АЭС есть система контроля герметичности оболочек твэлов (КГО), с помощью которой можно отследить появившуюся неплотность. Время выгрузки дефектной ТВС из реактора будет определяться исходя из критериев, установленных в ПБЯ НП-082-07, согласно которым для АЭС с ВВЭР предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:
- дефекты типа газовой неплотности - не более 1% от числа твэлов в активной зоне;
- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,1% от числа твэлов в активной зоне.
Если эти пределы достигается, то реактор останавливается для извлечения негерметичных ТВС. Контроль данных пределов ведётся по удельной активности I-131 и I-135 в воде первого контура, пределу безопасной эксплуатации, в частности, соответствует активность 1,85•10Е+8 Бк/кг.

Кроме того, при каждой перегрузке топливо также проходит контроль герметичности оболочек, и при выявлении неплотности сборку выгружают. При работе ТВС в топливном цикле реактора выгорание её твэлов/твэгов не должно превышать величины, при которой обоснована и гарантирована работоспособность твэла в стационарных и переходных режимах работы реактора.



Макет энергоблока № 4 Чернобыльской АЭС



На фото: ВК ГЦН - всасывающий коллектор ГЦН, НК ГЦН - напорный коллектор ГЦН, РГК - раздаточные групповые коллекторы, ПВК - пароводяные коммуникации, НВК - нижние водяные коммуникации

Находится собственно на Чернобыльской АЭС, разработан по результатам исследований, выполненных на аварийном энергоблоке. Как можно видеть на фото перевёрнутая схема Е (металлоконструкция, закрывавшая некогда реакторное пространство сверху и подброшенная взрывом) с оборванными подводящими трактами ТК "Волосы Елены", смятые пароводяные коммуникации и пустую шахту реактора, какой она является в реале, ибо основная масса топлива расплавилась и стекла вниз по ПРК в подаппаратное помещение и далее, в бассейн-барботёр, часть была выброшена на площадку АЭС. Как видно на макете, основное оборудование не повреждено, стоит там, где и стояло, из чего можно заключить, что повреждение РУ явилось следствием взрыва, а не наоборот - взрыв произошёл в результате повреждения оборудования.



На этом рисунке показан разрез блока 4 в объекте "Укрытие", схема составлена по результатам обследования энергоблока в 1990-1998 гг. Красным показано распределение потока расплавленного топлива по помещениям энергоблока. Вот здесь на картинке крупнее показаны потоки топлива, что куда утекло.

@темы: Эльдарские забавы, Работа

URL
Комментарии
2017-05-03 в 17:53 

J.Foks
inosmi.ru/economic/20170503/239272449.html

Статья на тему отказа Европы от АЭ. Вода ни о чем, но вроде как в Европе настроены эту тему двигать дальше.

2017-05-03 в 19:33 

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
J.Foks,

в общем да, ни о чём, никаких исследований и конкретных примеров. Ну и нехай отказываются, играют на руку Газпрому. :gigi: Меньше конкурентов. Пока альтернативка станет действительно рентабельной, ещё не одно поколение реакторов сменится. А, может, и в термояде какие подвижки произойдут.

URL
Комментирование для вас недоступно.
Для того, чтобы получить возможность комментировать, авторизуйтесь:
 
РегистрацияЗабыли пароль?

Эльдарское дипломатическое представительство

главная