1.2Принципиальная технологическая схема энергоблока
На рисунке 1 представлена принципиальная технологическая схема энергоблока с реакторной установкой В-392М, на которой указано основное оборудование реакторной установки, приведены принципиальные схемы систем первого и второго контура, систем электроснабжения собственных нужд нормальной эксплуатации и систем безопасности.
Первый контур - радиоактивный. Он состоит из: реактора, четырех главных циркуляционных петель, четырех главных циркуляционных насосов, греющих частей четырех парогенераторов и одного парового компенсатора давления.
Второй контур - нерадиоактивный. Он состоит из: паропроизводительной части парогенераторов, паропроводов свежего пара, одного турбоагрегата, включающего в себя турбоустановку и турбогенератор, конденсатных насосов, системы регенеративных подогревателей низкого давления, системы основного конденсата, деаэраторов, системы питательной воды, включая питательные насосы, и системы регенеративных подогревателей высокого давления.
В реакторном отделении топливо хранится в бассейне выдержки в стеллажах уплотненного хранения топлива с шагом размещения ТВС - 300 мм по треугольной решетке.
Емкость бассейна выдержки рассчитана исходя из обеспечения:
не менее десяти лет и возможность выгрузки в бассейн всех сборок активной зоны реактора на любой момент эксплуатации;
размещения ТВС аварийной выгрузки активной зоны реактора;
размещения герметичных пеналов для дефектных ТВС в количестве 15 % от числа ТВС активной зоны.
Топливо в бассейне выдержки хранится под защитным слоем воды, имеющей концентрацию борной кислоты, равную 16…20 г/дм3 .
В активной зоне реактора создаются условия, при которых протекает ядерная реакция на тепловых нейтронах с выработкой тепловой энергии.
Теплоноситель первого контура, проходя через активную зону реактора, нагревается и по главному циркуляционному трубопроводу четырех параллельных циркуляционных петель поступает в трубчатку парогенератора (ПГ), где он отдает свою энергию паропроизводительной части парогенератора, производя пар второго контура. От ПГ теплоноситель по главному циркуляционному трубопроводу возвращается в реактор для повторного нагрева. Циркуляция в петлях осуществляется четырьмя главными циркуляционными насосами (ГЦНА). Колебания давления в первом контуре воспринимаются компенсатором давления. В случае значительных повышений давления первого контура (при нарушениях нормальной эксплуатации) пар из КД через импульсно-предохранительные устройства сбрасывается в барботажный бак, который охлаждается промежуточным контуром.
Очистка организованных протечек и продувочной воды первого контура от продуктов коррозии конструкционных материалов, радионуклидов и химических примесей производится на ионообменных фильтрах установки СВО-2
Из паропроизводительной части парогенераторов пар по главным паропроводам через стопорно-регулирующие клапана попадает в турбину. Проходя через цилиндр высокого давления и четыре цилиндра низкого давления, пар отдает свою энергию турбине. При этом происходит переход тепловой энергии в энергию вращения ротора турбины. Генератор, ротор которого находится на одном валу с ротором турбины, преобразует механическую энергию вращения ротора в электрическую.
Отработанный пар, после прохождения через турбину, попадает в конденсатор, где конденсируется за счет охлаждения циркуляционной водой.
Конденсат из конденсатора, пройдя очистку в блочной обессоливающей установке (БОУ), конденсатными насосами через подогреватели низкого давления, подается в деаэратор. При прохождении через ПНД конденсат нагревается за счет пара, поступающего в ПНД из отборов турбины.
В деаэраторе происходит деаэрирование и подогрев основного конденсата за счет встречного движения поступающего конденсата и пара из отбора турбины.
Из деаэратора пятью электропитательными насосами питательная вода через подогреватели высокого давления подается в парогенераторы.
Циркуляционная вода на конденсаторы турбины и охлаждающая вода неответственных потребителей здания турбины подаются по подводящим каналам насосами блочной насосной станции (БНС) от башенных испарительных градирен. После конденсаторов турбины и неответственных потребителей здания турбины вода по сливным железобетонным водоводам поступает в открытый отводящий канал, а по нему к градирням для охлаждения.
Электрические системы АЭС состоят из:
системы выработки электроэнергии и ее выдачи в энергосистему;
системы электроснабжения собственных нужд.
На энергоблоке предусматриваются следующие системы электроснабжения собственных нужд:
система нормальной эксплуатации (НЭ);
система надежного электроснабжения нормальной эксплуатации (СНЭ НЭ);
система аварийного электроснабжения (САЭ).
Источники питания собственных нужд подразделяются на внешние и внутренние:
Внешними источниками питания собственных нужд являются блочные и резервные трансформаторы, подсоединенные к энергосистеме.
Внутренними источниками электроснабжения собственных нужд являются турбогенераторы.
Система электроснабжения собственных нужд полностью отвечает всем требованиям, предъявляемым к ней со стороны технологических систем и реакторной установки.
Выдача напряжения в энергосистему осуществляется на напряжении 500 кВ.
Резервные трансформаторы напряжением 220 кВ находятся в постоянной готовности к резервному обеспечению системы собственных нужд блока.
В случае отсутствия внешних и внутренних источников электроснабжения питание потребителей системы безопасности предусмотрено от аварийных дизель-генераторов.
Система аварийного электроснабжения (САЭ) выполнена двухканальной, с физическим разделением электрооборудования и кабелей каждого канала. Каждый канал САЭ обеспечивает электроснабжение соответствующего канала безопасности в технологической части и части управления систем безопасности.
По составу оборудования и мощности каждый канал САЭ способен выполнить возложенную обеспечивающую функцию безопасности.
Система надежного электроснабжения собственных нужд нормальной эксплуатации состоит из двух секций 10кВ, которые в нормальном режиме получают питание от двух секций нормальной эксплуатации, а при обесточивании – от общеблочного дизель-генератора. Мощность общеблочного дизель-генератора обеспечивает 100 % нагрузку, необходимую для сохранения работоспособности важного и дорогостоящего оборудования при отсутствии напряжения на рабочих и резервных трансформаторах собственных нужд.
Помимо систем, непосредственно участвующих в процессе производства электроэнергии, на схеме изображены системы безопасности, предназначенные для предотвращения проектных аварий или ограничения их последствий.
Системы безопасности, реализованные в проекте АЭС с реакторной установкой В-392М, построены на активном и пассивном принципе действия.
В состав активной части систем безопасности входят:
система аварийного и планового расхолаживания 1 контура и охлаждения бассейна выдержки;
система спринклерная;
система аварийного ввода бора;
система аварийного расхолаживания ПГ;
система промконтура ответственных потребителей реакторного отделения;
система трубопроводов охлаждающей воды ответственных потребителей;
система БРУ-А;
система отсечения главных паропроводов (БЗОК);
обеспечивающие системы вентиляции и кондиционирования;
система аварийного электроснабжения (САЭ), включающая дизель-генераторы и аккумуляторные батареи;
система аварийного газоудаления.
В состав пассивной части систем безопасности, входят:
система пассивного отвода тепла (СПОТ);
система гидроемкостей первой ступени;
система гидроемкостей второй ступени;
система защиты 1 и 2 контуров от превышения давления (ИПУ КД и ИПУ ПГ);
система аварийного удаления водорода внутри ЗО;
система контроля концентрации водорода внутри ЗО;
пассивная система фильтрации межоболочечного пространства;
система герметичного ограждения.
Проект энергоблока включает в себя ряд систем нормальной эксплуатации, образующих единый комплекс и обеспечивающих работу АЭС в различных режимах.
Основными системами нормальной эксплуатации являются:
система продувки-подпитки;
система дренажей и организованных протечек первого контура;
система газовых сдувок;
система сжигания водорода из радиоактивных технологических сдувок;
система дистиллата;
системы спецводоочистки;
система охлаждения потребителей здания турбины;
система циркуляционной воды здания турбины;
система промконтура неответственных потребителей;
системы вентиляции и кондиционирования;
системы обращения с ядерным топливом и активированными элементами;
система электроснабжения нормальной эксплуатации.
Рисунок 1-
Принципиальная схема энергоблока с
реакторной установкой В-392М
Рисунок 2 Схема
генерального плана НВ АЭС-2
