Описание базового реактора РБМК-1000

ВВЕДЕНИЕ

Одной из самых быстроразвивающихся отраслей энергетики сегодня является атомная энергетика.

В связи с началом практических работ по созданию еще в Советском Союзе ядерного оружия возник вопрос об использовании процесса деления ядер в мирных целях для получения полезной энергии. Первые документально зарегистрированные официальные поручения И.В. Курчатова проработать возможность энергетического применения графитового реактора с водным охлаждением относятся к 1946 году. К 1948 году были предложены варианты:

- газо-корпусной с графитовым замедлителем;

- корпусной высокотемпературный с окисью бериллия;

- на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (г. Обнинск).

Строительство реактора типа РБМК началось в 1954г., первым был реактор в городе Обнинск, потом в г. Белоярске и только в 1954 г. Был введён в эксплуатацию серийный выпуск реактора РБМК – 1000 на Ленинградской АЭС. Недостатком таких реакторов являлось отсутствие высокого КПД; разветвление и громоздкость сети контура охлаждения; сложность управления реактором; необходимость постоянного корректирования выделяемой мощности, проблемы автоматизации. Достоинством - замена топлива даже во время его эксплуатации.

В настоящее время в эксплуатации находятся 11 блоков типа РБМК – 1000 и 4 блока с реактором типа ЭГП – 6, но также, наряду с успешной эксплуатацией, существует проблема консервации энергоблоков, и поэтому на данный момент планируется и практикуется продление эксплуатационного срока. Наряду с этим проектируются новые реакторы типа РБМК с большей электрической и тепловой мощностями. Одновременно с проектированием реакторов прорабатывались технологи ремонта и замены отдельных узлов реактора. Такой подход определенным образом влиял на улучшение

ремонтопригодности отдельных компонентов реакторной установки РБМК и контроле пригодности.

В первые годы эксплуатации возникла авария на 1ом блоке ЛАЭС с расплавлением топлива в технологическом канале в 1975г., после чего и внесли некоторые коррективы в подход к ремонтному обслуживанию реакторов РБМК. Поэтому были разработаны технологические процессы и оборудование, позволяющие выполнить работы в реакторном отделении без участия людей.

После Чернобыльской катастрофы, в 1987-88 годах были разработаны и приняты свободные мероприятия по повышению безопасности реакторов типа РБМК в области физики, управления и защиты. Они включали большой объем ремонтных и модернизированных работ с узлами реакторных установок.

Также планируется внедрение мероприятий по повышению качества технологий изготовления ТВС. Планируется топливо с повышенным содержанием чётных изотопов урана, изготовленного на основе сырья Fm, что окажет влияние на теплоноситель; отмена операций травления и анодирования ТВС, что приводит к снижению трудоёмкости изготовления, улучшает условия труда и экологическую обстановку на предприятии; ТВС с центральным закреплением ТВЭЛов, т.е. модернизация узла соединения верхнего и нижнего пучков ТВЭЛов, направленая на исключение отрыва заглушек и снятие ограничений на величину допустимого удлинителя ТВЭЛов; повышение выгораемого топлива до 29-30 МВт в сут/кг.

Реакторостроение занимает длительный срок, так как оборудование является ответственным и должно соответствовать всем ГОСТам и нормам качества и безопасности. В России насчитываются десятки исследовательских проектных институтов, и всего пара заводов-изготовителей. Подольский и Ижорский заводы, а также институт «Атоммашэкспорт» по проектированию и изготовлению реакторов и их вспомогательного оборудования.

РБМК играет особую роль: основы оборонного комплекса, первенца выработки электроэнергии. В настоящее время доля генерации на АЭС с РБМК равна половине от всей генерации электричества и тепла, вырабатываемых на атомных станциях. Они непрерывно модернизируются и успешно продлевается их срок службы.

Физический и тепловой расчет выполняет одну из главных ролей в проектировании реактора. Т.к., не имея характеристик реактора, а они невозможны без произведения расчетов, мы не можем ввести в эксплуатацию спроектированный мной реактор. Имея все необходимые физические и тепловые расчеты, я могу сказать, что нужно предпринять для повышения мощности, радиационной безопасности, защиты от ионизирующего излучения, использования новых и аналоговых технологий, в выборе топлива влияющего на успешную эксплуатацию спроектированной установки. Строительство и эксплуатация реактора представляет нелёгкую задачу, с которой я, думаю, успешно справлюсь.

В своём курсовом проекте я хочу произвести физический и тепловой расчет реактора РБМК – 1300 и выполнить чертёжные исполнения: средней части технологического канала; системы охлаждения СУЗ, КП, ДКЭ и отражатели.

ОБЩАЯ ЧАСТЬ

Описание базового реактора РБМК-1000

РБМК - канальный реактор кипящего типа с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем, который предназначен для выработки насыщенного пара под давлением 70 кгс/см², т.е. ~ 7 МПа. Основной частью реактора является активная зона. Она сформирована на основании расчетно-теоретических исследований. Активная зона размещена в бетонной шахте размером 21х21 м глубиной 25м. Графитовая кладка имеет цилиндрическую форму и состоит из собранных в колонны блоков с осевыми цилиндрическими отверстиями, в которые устанавливаются технологические и специальные каналы, она расположена в герметичной полости (реакторном пространстве), образованной цилиндрическим кожухом и плитами верхней и нижней металлоконструкций. Для предотвращения окисления графита и улучшения теплопередачи от графита к технологическим каналам реакторное пространство заполнено смесью гелия (~ 40% по массе) и азота; утечка гелия ограничивается заполнением металлоконструкций и пространства, окружающего цилиндрический кожух, азотом под давлением, превышающем давление гелиево-азотной смеси на 20—120 мм вод. ст. (~ 0,2 — 1,2 кПа).

Реактор имеет верхнюю, нижнюю и боковую биологическую защиту, которая снижает интенсивность излучения при работе на всех уровнях мощности до допустимых значений. Технологических каналов в реакторе насчитывается 1693 штук, которые установлены в трактах-трубах, вваренных в металлоконструкции.

Циркуляция теплоносителя в контуре реактора происходит по следующей схеме. Из напорного коллектора главных циркуляционных насосов теплоноситель - вода температурой 270° С - распределяется регулирующими

клапанами и индивидуальными трубопроводами по технологическим каналам. Поднимаясь вверх и омывая ТВЭЛы, вода нагревается до температуры насыщения, частично испаряется (среднее паросодержание ~ 15%) и в виде пароводяной смеси поступает в барабаны-сепараторы 6 по трубопроводам 7. После сепарации пар расходом 5400 т/ч при температуре 284 °С и давлении 70 кгс/см² направляется к турбинам. Конденсат из турбин, пройдя регенеративные подогреватели, смешивается с водой из сепараторов и по всасывающим водяным коллекторам поступает в главные циркуляционные насосы (ГЦН), которыми подается в технологические каналы.

Ядерное топливо непрерывно перегружается на ходу реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ). В установившемся режиме работы интенсивность перегрузок топлива на номинальной мощности реактора составляет 1-2 технологические кассеты в сутки; максимальная производительность РЗМ - 5 кассет в сутки. Предусматривается возможность проведения частичных единовременных перегрузок кассет без РЗМ на остановленном реакторе.

Реактор к тому же оснащен системами технологического контроля, которые выдают информацию о его работе в целом и о работе отдельных технологических каналов, а также необходимые сигналы в СУЗ и системы аварийной сигнализации:

- системой физического контроля энерговыделения по высоте и радиусу реактора;

- системой контроля целостности технологических каналов;

- системой контроля расхода воды в технологических каналах;

- системой контроля герметичности оболочек твэлов в каждом технологическом канале (КГО);

- системой контроля температуры графита и металлоконструкций.

Обработка информации, получаемой от этих систем, производится автоматизированной системой контроля энергоблока.

Дата добавления: 2015-10-24