8.Прогнозирование состояния парогенераторов аэс с ввэр ………………………..81

8.1 Мониторинг технического состояния парогенераторов…………………………81

8.2.Направления контроля за состоянием ПГ…………………………………………82

8.3 Отчет состояния парогенераторов российских АЭС с ВВЭР……………………83

8.4. Оценка работоспособности теплообменных труб ПГ…………………………...84

8.5 Выводы………………………………………………………………………………88

Заключение……………………………………………………………………………………89

Список литературы………………………………………………………………………….91

Введение

В настоящее время в связи с надобностью укрепления позиций ядерной энергетики, объективной необходимостью повышения производства электроэнергии, увеличению ее доли вырабатываемой на АЭС, Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года», опытом ведущих зарубежных стран, конкуренция на рынке поставки услуг в области атомной энергетики, возрастающие требования нормативных документов по безопасности АЭС ведут к необходимости разработки проектов энергоблоков атомных станций с реакторами нового поколения, обеспечивающими качественный шаг вперед в ожидаемом уровне их безопасности. Вместе с тем, обеспечение устойчивой конкурентоспособности требует упрощения и удешевления конструкций атомных энергоблоков с целью минимизации капитальных вложений, сроков строительства и эксплуатационных издержек при одновременном повышении надежности.

Указанные тенденции предопределили необходимость создания следующего поколения реакторов ВВЭР и энергоблоков АЭС на их основе. Для удовлетворения требований потребителей в России и заказчиков в других странах, достижения необходимых экономических и технических характеристик, требуется иметь ряд проектов блоков АЭС различной мощности, начиная от десятков МВт и до 1500-1800 МВт.

Блоки с реакторами мощностью от единиц до двух-трех сотен МВт могут использоваться в изолированных системах энергоснабжения. Для условий России это населенные пункты и отдельные предприятия с энергоемкими производствами в районах крайнего Севера и Дальнего Востока, не имеющие связей с региональными энергосистемами.

Блоки мощностью 300-600МВт представляют интерес для регионального энергоснабжения в России, и для зарубежных потребителей с относительно небольшими по установленной мощности энергосистемами, не имеющими развитых межсистемных связей с мощными линиями электропередачи. Для энергоблоков этого диапазона мощностей относительно не сложно решается задача участия атомного блока в регулировании мощности и частоты в энергосистеме.

Блоки мощностью более 1000 МВт должны использоваться как для покрытия базовых нагрузок в энергосистеме так и для регулирования мощности и частоты, в случае необходимости. Такие энергоблоки, работая в режимах базовых нагрузок, должны обеспечить наименьшую себестоимость электроэнергии и повышенную конкурентоспособность АЭС по сравнению с электростанциями на любых видах органического топлива.

Разработка проектов новых энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР ведется с использованием следующих подходов и решений, повышающих их надежность и безопасность:

- применение систем безопасности пассивного принципа действия, срабатывающих без подачи внешней энергии и позволяющих в аварийных ситуациях длительно (не менее 24 часов) расхолаживать реакторную установку без вмешательства оператора;

- проектирование систем нормальной эксплуатации с учетом возможности их использования как активных систем безопасности, в случае необходимости;

- применение двойных защитных оболочек: внутренней герметичной, выполняющей функцию локализации и наружной, способной противостоять внешним воздействиям (падение самолета, взрывы);

- введение в проект систем для управления запроектными авариями и разработка решений обеспечивающих удержание расплава в корпусе реактора, либо в специальной ловушке, размещаемой под корпусом реактора;

- оптимизация числа пассивных и активных каналов систем безопасности и их мощности.

Одновременно с повышением безопасности принимаются меры по уменьшению затрат на сооружение и эксплуатацию АЭС за счет:

- снижения расхода бетона, металла, арматуры, насосов, кабеля благодаря применению пассивных систем;

- оптимизации компоновки помещений, зданий и сооружений, решений по генеральному плану;

- увеличения срока службы основного и оптимизации срока службы вспомогательного оборудования;

- повышения глубины выгорания топлива при заданном обогащении;

- внедрения решений, повышающих термодинамический КПД блока;

- уменьшения количества поступающих на переработку радиоактивных отходов, внедрения современных технологий их переработки и хранения;

- снижения пожарной нагрузки в помещениях энергоблока, повышения пожарной безопасности за счет применения воды в качестве среды для смазки и охлаждения оборудования;

- внедрения современных систем управления технологическими процессами и уменьшения численности персонала АЭС;

- внедрения автоматизированных систем управления ресурсом и ремонтом оборудования.

Перечисленные выше подходы реализуются при проектировании АЭС нового поколения вне зависимости от их уровня мощности.

Установленные Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года» масштабы сооружения АЭС определили необходимость разработки в сжатые сроки проекта атомной станции с технико-экономическими показателями, превышающими достигнутые в ранее реализованных проектах АЭС с установками ВВЭР. Проект получил название «Проект АЭС-2006».

Проект АЭС-2006, базируется на отработанном проекте с РУ типа В-320.

В техническом задании установлены следующие основные целевые показатели и требования:

- тепловая мощность реактора – 3200МВт, с возможностью ее форсирования в дальнейшем до 3300МВт;

- проектный срок службы основного оборудования РУ – 60 лет;

- электрическая мощность энергоблока – не менее 1150МВт, с возможностью ее форсирования в дальнейшем до 1200МВт;

- коэффициент технического использования, усредненный за весь срок службы АЭС – 92%;

- максимальное выгорание топлива по ТВС – до 70 МВт сут/кгU;

- длительность межперегрузочного периода – до 24 месяцев;

- оптимизированная структура систем безопасности;

- допустимое время восстановления основных систем безопасности – не менее 72-х часов;

- повышенный КПД за счет повышения рабочих параметров первого и второго контура;

- уменьшение объема радиоактивных отходов;

- ориентация на оборудование отечественного изготовления;

- максимальное использование результатов НИР и ОКР проведенных для реакторов ВВЭР и энергоблоков с ВВЭР ранее;

- выполнение требований российских НТД, максимальный учет рекомендаций МАГАТЭ и требований EUR;

- достижение экономических показателей, обеспечивающих конкурентоспособность АЭС-2006 в России и за ее пределами.

В данном дипломном проекте рассматривается проект парогенератора повышенной мощности. За основу взят проект ПГВ-1000МКП, выполненный ОКБ «Гидропресс». Дополнительно рассматривается возможность форсирования мощности ПГВ-1000М, работающие на блоках ВВЭР-1000, и связанных с этим проблемы обеспечения требуемой влажности пара. Так же рассматриваются вопросы эксплуатационной надежности парогенератора и методы оценку работоспособности теплообменных труб. Приведены результаты специальных исследований на действующих АЭС и на крупномасштабной модели в ОКБ «Гидропресс».