Проектирование и строительство атомных энергоблоков

Особенности компоновки АЭС на примере проектных решений АЭС с ВВЭР-1200

Проект АЭС-2006 с ВВЭР-1200 - одно из основных направлений развития атомной энерге­тики в России и основное новое предложение для внешнего рынка.

Существуют две версии проекта АЭС с реактором ВВЭР-1200: АЭС-2006.

Версии проекта АЭС-2006 разработаны двумя проектными организациями: Московским проектно-конструкторским институт «Атомэнергопроект» и Санкт-Петербургский проектно-конструкторским институтом «Атомэнергопроект».

Соответственно эти две версии могут быть условно названы «московская» и «петербург­ская».

И «московская», и «петербургская» версии проекта АЭС-2006 разработаны на основании одних и тех же технических условий, выданных в декабре 2005 года.

Единство исходных технических требований обусловило сходство двух версий проекта АЭС-2006 по основным технико-экономическим показателям.

Различия «московской» и «петербургской» версий проекта обусловлены тем, что мо­сковский и санкт-петербургский институты «Атомэнергопроект» имеют различные подхо­ды, традиции и возможности.

Для двух версий одинаковы:

- единичные установленные электрические и тепловые мощности энергоблоков

- тип, конструкция и нейтронно-физические характеристики ядерных реакторов

- принципиальная тепловая схема и параметры теплосилового цикла.

Версии проекта АЭС-2006 отличаются:

- составом и характеристиками систем безопасности

- составом и характеристиками неядерного тепломеханического оборудования

- архитектурно-компоновочными решениями

Как «московская» так и «петербургская» версии не имеют явных преимуществ друг перед другом и обе рекомендованы к реализации.

Головными объектами, сооружаемыми по проекту АЭС-2006, являются

- по «петербургской» версии: Ленинградская АЭС-2.

- по «московской» версии: Нововоронежская АЭС-2

Предполагается, что и по петербургской, и по московской версии будет сооружен целый ряд атомных станций как в России, так и за её пределами.

В частности, по петербургской версии АЭС-2006 сооружается Балтийская АЭС в Калининградской области Российской федерации. Петербургская версия проекта АЭС-2006 предложена для сооружения АЭС в Белоруссии.

Ленинградская АЭС-2 проектируется и сооружается  в виде двух очередей (этапов).

1-я очередь — энергоблоки №№ 1, 2.

2-я очередь — энергоблоки №№ 3, 4.

Принципиальная тепловая схема.

Теплоноситель первого контура, проходя через активную зону реактора, нагрева­ется и по четырем параллельным циркуляционным петлям поступает в трубное про­странство парогенераторов, где отдает свою энергию паропроизводительной части пароге­нераторов, производя пар второго контура. От парогенераторов теплоноситель возвраща­ется в реактор для следующего цикла нагрева. Циркуляция в петлях осуществляется четырьмя насосами. Колебания давления в первом контуре воспринимаются компенсато­ром давления. В случае значительных повышений давления первого контура (при наруше­ниях нормальной эксплуатации) пар из компенсатора давления через импульсно-предохранительные устройства сбрасывается в барботажный бак, который охлаждается промежуточным контуром.

Очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов коррозии, радионуклидов и химических примесей производится на ионообменных фильтрах уста­новки спецводоочистки (СВО-1).

Из паропроизводительной части парогенераторов пар по главным паропроводам через стопорно-регулирующие клапаны поступает в турбину. Проходя через цилиндр вы­сокого давления и четыре цилиндра низкого давления, пар отдает свою энергию турбине. При этом происходит преобразование тепловой энергии в механическую энергию враще­ния ротора турбины. Генератор, ротор которого находится на одном валу с ротором тур­бины, преобразует механическую энергию вращения ротора в электрическую.

Отработавший пар, после прохождения через турбину, попадает в конденсатор, где конденсируется за счет охлаждения циркуляционной водой. Конденсат из конденсато­ра конденсатными насосами I ступени (КЭН-I) подается на блочную обессоливающую установке (БОУ). Пройдя очистку в БОУ, конденсат через первую группу подогревателей низкого давления (ПНД), поступает на всас конденсатных насосов второй ступени (КЭН-II) и далее через вторую группу ПНД подается в деаэратор. При прохождении через ПНД конденсат нагревается за счет пара, поступающего в ПНД из отборов турбины.

В деаэраторе происходит термическое деаэрирование воды основного конденсата, ( т. е. происходит выделение из воды за счет нагрева неконденсирующихся газов, прежде всего воздуха). Нагрев осуществляется подачей пара из отбора турбины.

Из деаэратора питательными электронасосами питательная вода через подогреватели высокого давления подается в парогенераторы.

Охлаждающая вода на конденсаторы паровой турбины подается по напорным водоводам от насосов насосной станции потребителей здания турбины. К насосной станции вода поступает из бассейнов градирен через закрытые подводящие каналы. После конденсаторов турбины вода по отводящим водоводам подаётся на градирни для охлаждения.

Помимо систем, непосредственно участвующих в процессе производства электро­энергии, в составе технологической схемы энергоблока АЭС имеются системы безопас­ности, предназначенные для предотвращения проектных аварий или ограничения их по­следствий. Для электроснабжения потребителей систем безопасности АЭС предусматри­вается система аварийного электроснабжения (САЭ), осуществляющая надежное электро­снабжение во всех режимах работы, в том числе при потере рабочих и резервных источни­ков от внешней энергосистемы. САЭ имеет в своем составе автономные источники элек­тропитания (дизель-генераторы и аккумуляторные батареи), а также распределительные и коммутационные устройства.

Режимы эксплуатации. Основным режимом работы АЭС является работа в базовом режиме на 100 % мощности. Оборудование и системы АЭС допускают возможность работы в маневренных режимах регулирования мощности.

Корпус реактора. Корпус является основным несущим элементом конструкции реактора, организующим пространственную организацию частей и компонентов и во многом определяющим надежность и долговечность энергоблока АЭС в целом

Привод системы управления и защиты

Компоновка реакторного контура Главный циркуляционный контур (ГЦК) состоит из четырех циркуляционных пе­тель Каждая петля имеет три участка труб. Участок между выходным патрубком реактора и входным коллектором парогенератора - «горячая» нитка. Участок между выходным коллектором парогенератора и входным (всас) патрубком ГЦНА и участок между выходным (напор) патрубком ГЦНА и входным патрубком реактора – «холодная» нитка.

Паровая турбина. В состав паротурбинной установки входят: паровая турбина с системами регулиро­вания и смазки, конденсаторы, система сепарации и перегрева пара, трубопроводы турбо­установки с опорами и подвесками и система регенерации.

Генеральный план. В основу проекта генерального плана положено стремление сделать каждый из энергоблоков максимально автономным, сведя к минимуму архи­тектурные и технологические связи. Таким образом, каждый энергоблок представляет со­бой практически автономную атомную станцию.

Здания и сооружения ядерного острова. При описании архитектурно-планировочных решений проекта употребляется понятие «ядерный остров». «Ядерный остров» - это неформальный термин, обозначающий комплекс зданий и сооружений, имеющих отношение к эксплуатации и обеспечения эксплуатации ядерного реактора.

На главную