Проект второй очереди Нововоронежской АЭС

Русская мебель XIX века
История мебели
ДИЗАЙН-ПРОЕКТИРОВАНИЕ КОСТЮМА
Моделирование
Стиль
Ассортимент
ОСОБЕННОСТИ ПРОЕКТИРОВАНИЯ
ДЕТСКОЙ ОДЕЖДЫ
ОБРАЗНО-АССОЦИАТИВНЫЙ ПОДХОД
К ПРЕКТИРОВАНИЮ КОСТЮМА
Ансамбль
КЛАССИФИКАЦИЯ ПОТРЕБИТЕЛЕЙ
И КОЛЛЕКЦИЙ
ОСНОВНЫЕ ТЕНДЕНЦИИ В СОВРЕМЕННОМ
ДИЗАЙНЕ ОДЕЖДЫ
Художественное восприятие произведений
дизайна
Работа с деревом Советы мастера
Курс
лекций по ТОЭ и типовые задания
Источники электрической энергии
Расчет цепей постоянного тока по законам
Кирхгофа
Выполним расчет цепи по методу контурных токов
Реактивные сопротивления элементов цепи
Найдем комплексные амплитуды токов
Параметры элементов схем реактивных
двухполюсников
Амплитудный и фазовый спектры напряжения
Расчет переходных процессов в электрических
цепях
Найти токи во всех ветвях
Расчет переходных процессов при импупьсных
воздействиях

Атомная энергетика

Энергетический реактор на быстрых нейтронах
Принцип работы атомных электрических станций
Примеры курсового расчета по дисциплине
"Теоретическая механика"
Проекция силы на ось
Уравнения равновесия плоской системы
сходящихся сил
Момент сил относительно точки и оси
Сумма статических моментов
Ускорение точки
Кинематические пары и цепи
Работа и мощность при вращательном движении
Сила трения качения
Построение эпюр продольных сил
Расчеты на срез и смятие
Расчеты на прочность и жесткость
Понятие о сложном деформированном
состоянии
Понятие о теориях прочности
Основные требования к машинам и деталям
Классификация машин
Храповые механизмы
Ременные передачи
Шпоночные и зубчатые (шлицевые) соединения
Назначение и классификация муфт
Сварные соединения

 

Проектные основы.

Проект второй очереди Нововоронежской АЭС (энергоблоки 3 и 4) разрабатывался в 60-х годах. Разработка проектно-конструкторской документации была осуществлена на основе общепромышленных нормативов, специальные нормы и правила существовали только для таких специфических аспектов использования атомной энергетики, как радиационная защита («Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» СП-333-60; «Санитарные правила проектирования атомных станций» и «Нормы радиационной безопасности» НРБ-69).

Разработка проекта была основана на концепции, предполагающей, что за счет обеспечения высокого качества оборудования и других компонентов реакторной установки, качества эксплуатации (контроля за состоянием металла и сварных швов оборудования и трубопроводов), можно избежать значительного их повреждения, исключив тем самым возможность серьезной аварии.

Вследствие этого, в качестве максимальной проектной аварии рассматривалась течь из первого контура с эквивалентным сечением разрыва Дy32.

В то же время, технические решения, заложенные в основу проекта, обеспечили безопасность, надежность, экономическую эффективность и простоту эксплуатации этих блоков в течение нескольких десятилетий. При этом некоторые особенности проектных решений соответствовали рекомендациям доклада INSAG-5 для будущих АЭС, опубликованного в 1992 г.:

реактор ВВЭР-440/179 имеет небольшую, компактную активную зону, которая практически не подвержена ксеноновым колебаниям. Отсутствует необходимость локального регулирования нейтронного потока, реактор устойчив и обладает мощными отрицательными обратными связями, что создает благоприятные условия для работы оператора в переходных режимах;

высокая эффективность аварийной защиты реактора, реализованная большим количеством ОР СУЗ механической системы регулирования, достаточна для предотвращения выхода в повторную критичность в авариях с быстрым захолаживанием теплоносителя первого контура с учетом отказа наиболее эффективного ОР СУЗ;

срабатывание аварийной защиты реактора основано на гравитационном принципе и не требует дополнительных источников энергии;

энергонапряженность активной зоны достаточно низкая, что обеспечивает значительные запасы до кризиса теплообмена на твэлах при различных переходных процессах;

большой удельный объем теплоносителя первого и второго контуров на единицу тепловой мощности реактора дает возможность осуществлять пассивное охлаждение активной зоны реактора в течение длительного времени и снижает зависимость от ранних действий оператора.

Система локализации аварий энергоблока включает рассчитанные на избыточное давление герметичные помещения, в которых размещается реактор и контур радиоактивного теплоносителя. Герметичные помещения оборудованы спринклерной системой, предназначенной для конденсации пара и отвода тепла при авариях. Для предотвращения повреждения гермоограждения РУ при увеличении давления в герметичных помещениях были предусмотрены грузовые предохранительные устройства, сбрасывающие парогазовую смесь в атмосферу.

В проекте не предъявлялись повышенные требования к герметичности помещений при избыточном давлении, так как не предполагалось серьезных повреждений твэлов.

После ввода энергоблока в эксплуатацию начал формироваться новый комплексный подход к атомным электростанциям, как объектам повышенной опасности. Были разработаны такие нормативные документы концептуального уровня, как «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций», «Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» ОПБ-73.

В них были сформулированы уже признанные в других странах принципы обеспечения безопасности атомных электростанций: глубокоэшелонированной защиты, единичного отказа и метод анализа безопасности на основе рассмотрения постулированных исходных событий.

Энергоблоки с реактором ВВЭР-440 первого поколения, естественно, этим нормам не отвечали, и встал вопрос о проведении их модернизации.

Вместе с тем анализы проекта по выявлению отступлений от новых норм, а также оценка их влияния на безопасность показали значительную консервативность данных проектов и наличие развитых свойств внутренней самозащищенности.

Концепция и результаты модернизации перед ПСЭ до 45 лет.

В основу концепции повышения безопасности блоков первого поколения при ПСЭ в начале 2000-х годов закладывалось:

создание независимых каналов СБ;

увеличение МПА с течью теплоносителя 1 контура с Ду32 до Ду100;

внедрение концепции «Течь перед разрушением» для трубопроводов 1 контура Ду500 и Ду200;

приближение суммарной вероятности тяжелых аварий к рекомендуемому ОПБ-88/97 значению ~ 1´10-5.

По результатам анализа отступлений от НД по безопасности, а также по результатам ВАБ первого уровня при подготовке 3 и 4 блоков НВАЭС к продлению срока эксплуатации до 45-ти лет, а так же в период продленного срока эксплуатации, 3 и 4 блоки подверглись значительному объему модернизации, в частности:

Системы аварийного электроснабжения

установлены дополнительные аккумуляторные батареи и щиты постоянного тока;

модернизирована существующая сеть надежного питания первой категории переменного тока;

смонтированы два дополнительных дизель-генератора (ДГ 7,8) по 1600 кВт каждый в отдельном здании;

модернизирована сеть 6 кВ надежного питания 2 категории с целью создания двух каналов СБ.

Системы контроля и управления

созданы на базе современного комплекса аппаратуры АКНП-7 два комплекта аварийной защиты и контроля реактора по параметрам нейтронного потока;

установлены два комплекта аварийной защиты по технологическим параметрам;

импульсный регулятор мощности реактора заменен на два комплекта автоматического регулятора мощности АРМ 5СРВ;

установлены два комплекта устройства разгрузки и ограничения мощности реактора РОМ-2СРВ;

управляющие системы безопасности реализованы на базе унифицированного комплекса технических средств (УКТС);

реакторная установка оснащена системой внутриреакторного контроля на базе аппаратуры СВРК-В179.

Технологические системы

созданы два независимых канала систем безопасности с внутренним резервированием активных элементов;

установлены БЗОК на главных паропроводах, реализованы алгоритмы автоматических действий при разрыве паропроводов ПГ и ГПК;

заменены предохранительные клапаны КД и ПГ на клапаны, не зависящие от агрегатного состояния среды. Обеспечена возможность отвода тепла в режиме «feed and bleed»;

энергоблоки оснащены дополнительными системами аварийной подачи питательной воды в парогенераторы;

сооружено отдельно стоящее здание насосной станции пенного пожаротушения с двумя новыми насосами и дополнительным баком.

Гермоограждение РУ

в целях повышения плотности ГО выполнена модернизация элементов ГО;

на воздуховодах систем вентиляции ГО установлены быстродействующие отсечные клапаны;

взамен предохранительных клапанов внедрен струйно-вихревой конденсатор (СВК). При этом СВК обладает следующими преимуществами:

обеспечивается непревышение проектного предела давления в гермоограждении РУ при авариях с течью до Dу 500 включительно;

обеспечивается очистка сбрасываемой среды от молекулярного йода;

пассивный принцип работы;

минимальное время нахождения гермоограждения РУ под избыточным давлением, в результате чего уменьшаются неконтролируемые утечки из гермообъема;

невозможность образования существенного вакуума в гермоограждении РУ вследствие обратного тока среды через СВК.

Технические средства управления запроектными авариями

Для реализации важной составляющей принципа глубокоэшелонированной защиты – управление запроектной аварией – каждый энергоблок оснащен рядом технических средств, в том числе:

передвижными источниками аварийного электропитания (ПАДГС) мощностью 2 МВт и 0,2 МВт;

передвижной насосной установкой (ПНУ) для подачи питательной воды в парогенераторы;

ПНУ для подачи охлаждающей воды потребителям;

ПНУ для откачки воды из затопленных помещений;

системой контроля наличия паровой фазы в реакторе или уровня теплоносителя в реакторе (на 4 блоке);

системой представления параметров безопасности.

По результатам ВАБ 1 уровня 4 блока, доработанного в 2011 году путем существенного расширения объема учитываемых инициирующих событий, частота повреждения активной зоны реактора составила 5,6´10-5 1/год при исходном (до модернизации) значении 1,08´10-3 1/год. Достигнутое значение частоты ПАЗ ниже значений рекомендованных INSAG-3 и INSAG-8 для действующих блоков АС.

На рис.1 проиллюстрировано распределение вкладов в значение частоты ПАЗ по различным категориям групп исходных событий.

Как видно, значительный вклад в частоту ПАЗ вносят исходные события, связанные с течами теплоносителя 1 контура, что связано как с существующей двухканальной структурой САОЗ, а так же ее конфигурацией.

Распределение вкладов в значение частоты ПАЗ по различным категориям групп ИС

Рис. 1 Распределение вкладов в значение частоты ПАЗ по различным категориям групп ИС

На главную