Балаковская атомная электростанция

Реферат Данный отчет по преддипломной практике на Балаковской АЭС.

Отчет содержит общие сведения о Балаковской АЭС и сведения о водно-химическом режиме 1 контура на Балаковской АЭС.

Введение

Балакомвская АЭС — атомная электростанция, расположенная в 8 км от города Балаково Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Является крупнейшей АЭС в России по выработке электроэнергии — более 30 млрд кВт· ч ежегодно, что обеспечивает четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе и составляет пятую часть выработки всех АЭС России. Среди крупнейших электростанций всех типов в мире занимает 51-ю позицию. Первый энергоблок БалАЭС был включен в Единую энергосистему СССР в декабре 1985 года, четвёртый блок в 1993 году стал первым введённым в эксплуатацию в России после распада СССР. Балаковская АЭС является филиалом концерна ОАО «Концерн Росэнергоатом». На станции трудятся около 3770 человек, более 60% которых имеют высшее или среднее профессиональное образование. Директором АЭС является Виктор Игоревич Игнатов (с 1990 по 2005 год главный инженер станции).

Расположение Балаковская АЭС размещена на левом берегу Саратовского водохранилища. Расстояние от АЭС до районного центра, города Балаково 8 км, до областного, города Саратова — 150 км. Ближайшими населёнными пунктами являются сёла Натальино (в 3 км юго-западнее) и Матвеевка (в 4,5 км северо-восточнее). В 2,5—3 км от БалАЭС проходит Государственная лесополоса, за которой расположены орошаемые пахотные земли. Основные транспортные сети составляет река Волга и пересекающие её железнодорожные линии Приволжской железной дороги, идущие из центральных районов на восток и юго-восток России. Техническое водоснабжение, что чрезвычайно существенно для водо-водяных энергетических реакторов, осуществляется по замкнутой схеме с использованием водохранилища-охладителя, образованного путём отсечения дамбами мелководной части Саратовского водохранилища.

Район, в котором расположена БалАЭС, относится к 5-балльной сейсмической зоне с периодом повторения 1 раз в 100 лет и к 6-балльной зоне с периодом повторения раз в 10 000 лет. Месторасположение станции было выбрано из следующих основных условий: расположения с подветренной стороны по отношению к крупному населённому пункту; хорошей продуваемости; ровного рельефа поверхности земли; глубокого стояния грунтовых вод; размещения в зоне, ограниченной возможностью организации водоохладителя; размещения на малоценных сельскохозяйственных землях (солончаки, овраги и т. п.); выполнения санитарно-защитных зон до окружающих населённых пунктов без их сноса.

Размещение и компоновка Четыре главных корпуса (энергоблока) Балаковской АЭС, выполненные в виде моноблоков, состоящих из реакторного и машинного отделений, размещены вдоль береговой линии с ориентацией последних в сторону водохранилища-охладителя. Между главными корпусами и водоёмом расположены блочные (береговые) насосные станции, трубопроводы технического водоснабжения и дороги. Также на территории станции расположены спецкорпус, лабораторно-бытовой, административно-бытовой и объединённый вспомогательный корпуса.

Каждый моноблок главного корпуса состоит из реакторного и машинного отделений и включает следующее основное оборудование: водо-водяной корпусной реактор типа ВВЭР-1000,турбоустановку типа К-1000−60/1500,генератор типа ТВВ-1000−4.

Реакторное отделение состоит из герметичной и негерметичной частей. В герметичной части, называемой обычно гермооболочкой или гермообъёмом, располагается оборудование первого контура и реактор. Гермооболочка выполнена в виде цилиндра внутренним диаметром 45 метров и высотой 52 м, с отметки 13,2 м над уровнем земли, где находится её плоское днище, до отметки 66,35 м, где находится вершина её куполообразного верха. Негерметичная часть, называемая обстройкой, асимметрично окружает оболочку и представляет собой в плане квадрат со стороной в 66 м. Обстройка уходит под землю на 6,6 м и возвышается на 41,4 м, внутрь неё предусмотрен железнодорожный въезд для доставки грузов под гермооболочку, в днище которой имеется большой транспортный люк. На обстройке располагается вентиляционная труба для сдувок из производственных помещений, диаметром 3 м, с относительной отметкой верха 100 м. Между реакторными отделениями энергоблоков находятся резервные дизельные электростанции для аварийного электроснабжения.

Машинное отделение, примыкающее к реакторному, представляет собой в плане прямоугольник со сторонами 156 и 51 м, его высота составляет 42 м. Компоновка машинного зала предусматривает продольное расположение турбины, также в нём находится деаэраторная этажерка и примыкающая сбоку этажерка электротехнических устройств. Оборудование второго контура в машзале расположено открыто, так как он не радиоактивен. Машинный зал имеет железнодорожный и автомобильные въезды, технологические связи с общестанционными объектами осуществлены открытыми эстакадами трубопроводов. Также к главным корпусам примыкают площадки открытой установки трансформаторов.

За главными корпусами находится технический водоём-охладитель площадью 24,1 км?, вода из которого по открытым подводящим каналам поступает к четырём блочным насосным станциям, располагающимся на его берегу. Эти насосные станции обеспечивают технической водой неответственных потребителей. Для технического водоснабжения ответственных потребителей (оборудования, в том числе и аварийного, перерыв в водоснабжении которого не допускается в любых режимах работы) используется специальная замкнутая оборотная система, включающая в себя брызгальные бассейны и насосные станции, и занимающая большую площадь в небольшом отдалении от главных корпусов.

Спецкорпус расположен вдоль торцов главных корпусов со стороны реакторных отделений и отделён от них железнодорожными путями, автодорогами и инженерными сетями. Спецкорпус разделяет производственные помещения на зону свободного доступа и зону контролируемого доступа, в которую можно попасть только через санитарно-бытовой блок с санпропускниками, душевыми, помещениями для переодевания и хранения одежды. Реакторные отделения энергоблоков относятся к зоне контролируемого доступа, проход в них возможен только по переходным эстакадам из спецкорпуса. Также в спецкорпусе располагаются ремонтные мастерские контролируемого доступа, узел свежего ядерного топлива и другие помещения. Выход из спецкорпуса возможен только через несколько постов дозиметрического контроля.

Среди других сооружений на территории станции можно отметить газовый корпус, азотно-кислородную станцию и пуско-резервную котельную, использовавшуюся при пуске АЭС. Общая площадь огороженной промышленной площадки составляет 68 гектар с плотностью застройки 34%. Также станция располагает большим зданием учебно-тренировочного центра на некотором отдалении от промплощадки и множеством инженерных сооружений на различных расстояниях от неё, например, артезианскими скважинами для добычи питьевой воды, станциями автоматизированного радиационного контроля и другими, с учётом которых общая площадь, занимаемая БАЭС, равна 487,4 га.

Описание технического оборудования Балаковская АЭС — сложный и масштабный комплекс различных технологических систем, оборудования, устройств, сооружений, предназначенный для выработки электроэнергии. Условно его основное оборудование можно разделить на реакторную и турбогенераторную части, расположенные соответственно в реакторном и машинном отделениях; во всех технологических системах используется электрооборудование и оборудование тепловой автоматики и измерений. Также важную роль играет химическая часть, системы технического водоснабжения, сжатого воздуха и другие. На всех блоках обеспечивается полная автоматизация контроля и управления технологическими процессами.

Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 тепловой мощностью 3000 МВт и четыре циркуляционных петли охлаждения, по которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель — вода под давлением 16 МПа (160 кгс/см?). Температура воды на входе в реактор равна 289 °C, на выходе — 320 °C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84 000 т/ч. Нагретая в реакторе вода направляется по четырём трубопроводам в парогенераторы. Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи парового компенсатора давления.

Второй контур — нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура. Насыщенный пар, производимый в парогенераторе, с давлением 6,4 МПа и температурой 280 °C подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор. Во второй контур также входят конденсатные насосы первой и второй ступеней, подогреватели высокого и низкого давления, деаэратор, турбопитательные насосы.

Реакторное оборудование Реакторная установка В-320 с технологическими системами и вспомогательным оборудованием располагается в помещениях реакторного отделения, представляющего собой сооружение особой конструкции.

На Балаковской АЭС используется модернизированный серийный ядерный реактор ВВЭР-1000 с водой под давлением, который предназначен для выработки тепловой энергии за счёт цепной реакции деления атомных ядер. Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов. Регулирование мощности реактора осуществляется изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами, стальными трубками с карбидом бора, а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура. Проектировщик — ОКБ «Гидропресс». Изготовители — производственное объединение «Ижорские заводы» (г.Санкт-Петербург) и «Атоммаш» (г.Волгодонск).

Параметры реактора — номинальное давление 16 МПа, температура — 286—320 °C (средний подогрев около 30 °C). Тепловая мощность — 3000 МВт, расход воды через активную зону примерно 84 000 т/ч. Наружный диаметр корпуса — 4535 мм, высота реактора в сборе — 19 137 мм, масса корпуса — 320 т, толщина около 200 мм, он изготовлен из стали 15Х2НМФА с легирующими добавками хрома, молибдена и ванадия, внутренняя поверхность покрыта антикоррозизионной наплавкой толщиной 7−9 мм.

Основные узлы реактора: корпус, внутрикорпусные устройства (шахта, выгородка, блок защитных труб), активная зона, верхний блок, каналы внутриреакторных измерений, блок электроразводок.

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, внутри которого находится активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху он закрыт герметичной крышкой, закреплённой шпильками, на которой располагаются электромагнитные приводы механизмов органов регулирования и защиты реактора и патрубки для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. В верхней части корпуса находятся патрубки для подвода и отвода теплоносителя, по два на каждую из четырёх петель, и патрубки для аварийного подвода теплоносителя.

Активная зона реактора состоит из 163 тепловыделяющих сборок, каждая из которых включает 312 тепловыделяющих элементов и имеет 18 трубчатных каналов для входа органов регулирования, 61-го поглощающего элемента. Масса каждой ТВС около 760 кг, объём конструкции — 80 литров, габаритный объём — 170 л. ТВЭЛы содержат таблетки ядерного топлива из двуокиси урана, обогащённого по 235-му изотопу до 4,4−5,5%.

В состав оборудования реакторной установки входят четыре парогенератора ПГВ-1000М, предназначенные для выработки насыщенного пара давлением 6,4 МПа с влажностью 0,2% при температуре питательной воды 220 °C. Часть парогенератора с такими параметрами относится ко второму контуру, другая же часть, нагревающая питательную воду, относится к первому контуру. Тепловая мощность каждого парогенератора 750 МВт, паропроизводительность — 1470 т/ч, масса без опор — 322 т, с опорами и полностью заполненного водой — 842 т. Изготовитель — завод им. Орджоникидзе (г.Подольск).

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется за счёт работы четырёх главных циркуляционных насосов ГЦН-195М, изготовленных производственным объединением «Насосэнергомаш» (г.Сумы), каждый производительностью 20 000 м?/ч, с давлением на всасе 156 кгс/см? и напором около 6,75 кгс/см?, частота вращения 1000 об/мин. Потребляемая мощность насоса — 7 МВт, масса — 140 т. Электродвигатель ВАЗ 215/109−6АМО5. Каждый насос связан с множеством технологических систем для обеспечения его работоспособности и имеет собственную маслосистему с общим расходом масла около 28 м?/ч.

Также в состав первого контура входят главные циркуляционные трубопроводы внутренним диаметром 850 мм, система компенсации давления с баком-барботёром и сложным импульсным предохранительным устройством, множество разнообразной запорной, регулирующей, защитной и предохранительной арматуры, различные датчики, термопары и другое оборудование. Все крупные устройства и трубопроводы оснащены гидроамортизаторами, сложной системой опор, подвесок, ограничителей и другого оборудования для защиты от землетрясений, воздействия реактивных сил и летящих предметов при разрушении оборудования. Первый контур связан с большим количеством обеспечивающим его работоспособность и безопасность крупных технологических систем.

Кроме основного оборудования в реакторном отделении находятся системы, обеспечивающие его работу, и системы безопасности. Большинство вспомогательных систем и все системы безопасности имеют по три независимых канала в соответствии с принципом резервирования, при этом физически и пространственно разделены и дублируют некоторые функции друг друга, работая на разных принципах. Основные системы реакторного отделения Балаковской АЭС: Системы безопасности, система аварийно-планового расхолаживания, пассивная часть САОЗ (система гидроаккумуляторов аварийного охлаждения активной зоны), спринклерная система, группы аварийного ввода бора, группы аварийного впрыска бора, система аварийного паро-газоудаления, система аварийной питательной воды парогенераторов, система вентиляции реакторного отделения.

Турбинное оборудование На Балаковской АЭС используется турбина К-1000−60/1500−2, изготовленная Харьковским турбогенераторным заводом, номинальной мощностью 1114 МВт с частотой вращения 1500 об/мин и максимальным расходом свежего пара 6430 т/ч.

Пар с давлением 5,9 МПа и влажностью 0,5% из четырёх парогенераторов по паропроводам через стопорно-регулирующие клапаны подводится в середину двухпоточного симметричного цилиндра высокого давления (ЦВД) турбины, где после расширения с давлением 1,2 МПа и влажностью 12% направляется к четырём сепараторам-пароперегревателям (СПП), в которых после осушки пара (конденсат для использования его теплоты отводится в деаэратор) осуществляется его двухступенчатый перегрев, в первой ступени паром первого отбора с давлением 3 МПа и температурой 234 °C, во второй — свежим паром. Образовавшийся конденсат греющего пара направляется в подогреватели высокого давления (ПВД) для передачи его теплоты питательной воде. Основной же перегретый пар при параметрах 1,13 МПа и 250 °C поступает в две ресиверные трубы, расположенные по бокам турбины, а из них — через стопорные поворотные заслонки — в три одинаковых двухпоточных цилиндра низкого давления (ЦНД). Далее из каждого ЦНД пар поступает в свой конденсатор, каждый из которых имеет охлаждающую поверхность площадью 33 160 м? с расходом охлаждающей воды 169 800 м?/ч. Регенеративная система установки состоит из четырёх подогревателей низкого давления (ПНД), деаэратора и двух групп ПВД. Питательная вода в ПВД подаётся двумя турбопитательными насосами мощностью около 12 МВт каждый, их приводная турбина питается перегретым паром, отбираемым за СПП, и имеет собственный конденсатор.

Турбопитательные насосы предназначены для подачи питательной воды из деаэратора в парогенераторы через систему регенеративных подогревателей высокого давления, их два на каждый энергоблок. Изготовитель — производственное объединение «Насосэнергомаш» (г.Сумы). Каждый насос состоит из двух, главного ПТА 3750−75 и предвключённого (бустерного) ПТА 3800−20, все вместе они образуют единый агрегат, приводимый в действие конденсационной турбиной К-12−10ПА (ОК-12А) производства Калужского турбинного завода. Производительность каждого турбопитательного насоса около 3800 м?/ч, у предвключённых насосов частота вращения 1800 об/мин, развиваемое давление 1,94 МПа; у главных — 3500 об/мин и 7,33 МПа. Турбопитательный агрегат весьма массивен и имеет собственную маслосистему, а его турбина — конденсатор. Для блоков с ВВЭР-1000 резервных насосов не предусмотрено, что связано с необходимостью прогрева турбопривода перед включением, поэтому при выходе из строя одного из них мощность энергоблока снижается на 50%. Для аварийных режимов, режимов пуска и расхолаживания предусмотрены вспомогательные питательные электронасосы.

Электросиловое оборудование Электрооборудование АЭС в целом мало отличается от оборудования тепловых электростанций, за исключением повышенных требований к надёжности и необходимости мгновенно и бесперебойно обеспечивать некоторые системы электропитанием даже в случаях полной потери собственных нужд из-за остановки реактора или проблем в электрической части. Электрооборудование и электросхемы БАЭС имеют чрезвычайно развитую структуру, в которую входит большое количество силового оборудования и устройств релейной защиты и автоматики с обилием разнообразных агрегатов как собственно для выработки электроэнергии, так и для обеспечения работы реакторного и турбинного отделений. Выдача мощности Балаковской АЭС осуществляется через шины ОРУ-220/500 кВ в объединённую энергосистему Средней Волги. Шины высокого напряжения 220 и 500 кВ являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской. Через шины может осуществляться переток мощности из одной энергосистемы в другую и выдача избыточной мощности Саратовской ГЭС.

Турбогенератор На БАЭС установлены трёхфазные синхронные турбогенераторы ТВВ-1000−4УЗ, изготовленные заводом «Электросила» (г.Санкт-Петербург), предназначенные для выработки электроэнергии при непосредственном соединении с паровыми турбинами. Активная мощность — 1000 МВт, напряжение 24 кВ, частота вращения ротора 1500 об/мин.

Генератор представляет собой трёхфазную неявнополюсную электрическую машину, состоящую из неподвижной части (статора), которая включает в себя сердечник и обмотку и подключается к внешней сети, и вращающейся части (ротора), на которой расположена обмотка возбуждения, питаемая постоянным током. Механическая энергия, передаваемая от вала турбины на вал ротора генератора, преобразуется в электрическую электромагнитым путём: в обмотке ротора под действием электрического тока создаётся магнитный поток, который, пересекая обмотку статора, наводит в ней ЭДС. Генератор состоит из статора, торцевых щитов, ротора, выводов с нулевыми трансформаторами тока и гибкими перемычками, газоохладителей, опорного подшипника, уплотнений вала и фундаментных плит. Возбуждение генератора осуществляется от бесщёточного возбудителя типа БВД-1500, состоящего из синхронного генератора обращённого исполнения и вращающегося выпрямителя.

Электроснабжение собственных нужд Среди потребителей надёжного питания БАЭС имеются электродвигатели мощностью до 8000 кВт и напряжением 6 кВ, а также электродвигатели и устройства малой мощности, присоединяемые к сетям переменного тока 0,4/0,23 кВ. Цепи управления, защиты и контроля получают питание постоянным током 220, 110, 48, 24 В, поэтому в схемах электроснабжения собственных нужд предусматриваются секции надёжного питания 6 и 0,4 кВ и щиты постоянного тока. Работу этих секций обеспечивают трансформаторы собственных нужд, имеющие резерв, а также комплектные распределительные устройства и распределительные пункты.

Для системы аварийного электроснабжения предусмотрены источники автономного электроснабжения: автоматизированные дизель-генераторы и аккумуляторные батареи. Дизельных электростанций АСД-5600 мощностью 5600 кВт каждая и напряжением 6 кВ имеется по 3 на каждый энергоблок, они разворачиваются в течение 15 секунд и способны работать 240 часов в необслуживаемом режиме. Применяются свинцово-кислотные аккумуляторные батареи VARTA Vb2413(2414) и СНУ-34, 6 на каждый блок, с ёмкостью десятичасового разряда 1300—1400 А· ч у каждой батареи. Они эксплуатируются в режиме постоянного подзаряда, включаются практически мгновенно и рассчитаны на работу в течение 30 минут после потери источника электропитания. Кроме батарей в агрегат бесперебойного питания входят выпрямители, инверторы и тиристорные коммутационные устройства.

Назначение водно-химического режима первого контура АС с реакторами ВВЭР-1000

Уменьшение скорости коррозии оборудования первого контура невозможно только путем увеличения коррозионной стойкости конструкционных материалов необходим выбор оптимального ВХР и средств его поддержания. Для первого контура является актуальной проблема создания и поддержания таких физико-химических свойств теплоносителя, которые предотвращали бы коррозионные повреждения конструкционных материалов оборудования и образование отложений на его поверхностях. Водно-химический режим (ВХР) является одним из важнейших факторов, влияющих на надежную, экономичную и безопасную эксплуатацию АС.

С начала эксплуатации первых блоков АС и до начала 70-х годов прошлого столетия ВХР АС регламентировался лишь проектной и конструкторской документацией. На начальном этапе разработки проектно-конструкторской документации и показателей качества ВХР были проведены фундаментальные исследования по выбору конструкционных материалов, оболочек ТВЭЛов, корпусов реакторов, внутрикорпусных устройств, и другого основного оборудования, а также установлены требуемые нормы качества теплоносителей.

На основе анализа опыта эксплуатации отечественных АС и норм ВХР энергоблоков ряда зарубежных стран, разработано руководство по безопасности, определяющее основные требования к установлению, организации и поддержанию ВХР, направленные на сохранение целостности защитных барьеров и обеспечение радиационной безопасности АС.

Руководство по безопасности устанавливает ряд основных требований к ВХР АС, в том числе:

— ВХР АС следует устанавливать, организовывать и поддерживать таким образом, чтобы обеспечивалась целостность защитных барьеров (оболочек тепловыделяющих элементов, границы контура теплоносителя, герметичных ограждений локализующих систем безопасности;

— коррозионное и коррозионно-эрозионное воздействие теплоносителя и других рабочих сред на конструкционные материалы оборудования и трубопроводов систем АС не должно приводить к нарушению пределов и условий безопасной эксплуатации АС;

— ВХР АС должен обеспечивать минимальное количество отложений на теплопередающих поверхностях оборудования и трубопроводов;

— ВХР АС должен быть направлен на снижение радиационных полей, возникающих в результате ионизирующего излучения активированных продуктов коррозии, образующих отложения на поверхностях оборудования и трубопроводов систем АС, с учетом массопереноса активированных продуктов коррозии в оборудовании и трубопроводов.

Для обеспечения надежности работы оборудования АС в течение всего периода эксплуатации ВХР 1-го контура должен обеспечивать требуемое качество теплоносителя 1-го контура, подпиточной воды, воды бассейна выдержки и перегрузки топлива, вспомогательных систем и систем безопасности для следующих состояний энергоблока при нормальной эксплуатации:

— пуск энергоблока из «холодного» состояния, после состояния «перегрузка топлива» или останов для ремонта;

— горячее состояние энергоблока и состояние «реактор на МКУ» ;

— работа энергоблока на энергетических уровнях мощности;

— расхолаживание реакторной установки, «холодное состояние» энергоблока и состояние «останов для ремонта» или «перегрузка топлива» .

Для первого контура при работе энергоблока АС с реакторами ВВЭР-1000 на энергетических уровнях мощности предусмотрено ведение слабощелочного восстановительного аммиачно-калиевого водно-химического режима с борной кислотой. Бор в виде борной кислоты используется в качестве поглотителя нейтронов при мягком регулировании реактивности активной зоны реактора за счет изменений концентрации борной кислоты в теплоносителе.

При компенсации избыточной реактивности активной зоны реактора жидким поглотителем нейтронов борной кислотой, к водно-химическому режиму первого контура ВВЭР накладываются дополнительные требования.

Борная кислота обладает целым рядом важных преимуществ по сравнению с другими растворимыми в воде поглотителями нейтронов. Она хорошо растворима в воде и ее растворимость растет с повышением температуры; практически не реагирует с материалами 1-го контура, причем ее инертность растет с повышением температуры; не откладывается и не дает соединений, способных откладываться на внутренних поверхностях конструкционных элементов реакторной установки. При высокой температуре кислотные свойства борной кислоты, добавляемой в теплоноситель для регулирования реактивности, так же уменьшаются, что связано с уменьшением степени диссоциации борной кислоты и уменьшением концентрации водородных ионов, образующихся в результате реакции диссоциации. Вместе с тем борная кислота имеет и определенные недостатки, приводящие к необходимости корректировки водного режима.

Введение

непосредственно в теплоноситель борной кислоты приводит к резкому снижению величины рН теплоносителя и связанному с этим росту коррозионных отложений на ТВЭЛах.

Кроме того, борная кислота затрудняет очистку теплоносителя от некоторых примесей, например, хлоридов и приводит к необходимости коррекции водного режима путем подщелачивания. Для нейтрализации борной кислоты в теплоноситель вводится раствор едкого калия. Массовая концентрация борной кислоты в теплоносителе поддерживается в зависимости от запаса реактивности реактора.

В процессе работы энергоблока текущая концентрация борной кислоты в течение топливного цикла реактора монотонно снижается, от стартовой концентрации около 7,5 г/дм3, до минимальной около 10 мг/дм3. Снижение концентрации борной кислоты в теплоносителе производится посредством водообмена. При необходимости снижения текущей концентрации борной кислоты в теплоносителе до менее 0,5 г/дм3, целесообразно выполнять дальнейшее снижение концентрации борной кислоты за счет ее сорбции включением в работу фильтра установки СВО-2 с загрузкой ионита в ОН-форме резервной технологической нитки. После достижения равенства концентраций борной кислоты на входе и после фильтра с анионитом его загрузка подвергается регенерации и переводится в ОН-форму.

Не менее важен вопрос о выборе и методах поддержания оптимального значения рН теплоносителя. Повышение рН позволяет снизить скорость коррозии нержавеющей и углеродистой сталей и уменьшить поступление продуктов коррозии в теплоноситель. При этом следует иметь в виду, что при высоких значениях рН ускоряется коррозия циркониевых сплавов. Практически на всех энергетических реакторах для получения необходимого значения рН теплоносителя применяется коррекция водного режима путем дозирования в контурную воду щелочи. Увеличение рН введением щелочей повышает растворимость продуктов коррозии и в первую очередь наиболее характерного для 1-го контура магнетита Fe3O4. Растворимость магнетита в нейтральной, кислой и слабощелочной средах, уменьшается с повышением температуры, что создает условия для неблагоприятного переноса продуктов коррозии и их отложений на наиболее горячие участки контура, т. е. на оболочки ТВЭЛов. С увеличением концентрации щелочи процесс идет в обратном направлении, что предпочтительнее. По своей агрессивности щелочи и основания располагаются в следующий ряд:

LiOH > NaOH > KOH > NH3

В этом ряду аммиачный водный режим наиболее безопасен в отношении коррозии оболочек ТВЭЛов из сплавов циркония. Однако аммиак как регулятор рН теплоносителя имеет существенный недостаток. При высокой температуре (около 300 °С) аммиак мало диссоциирован и его основные свойства ослаблены. Поэтому для поддержания необходимого значения рН теплоносителя при работе реактора на мощности требуются очень высокие концентрации аммиака (до 0,1 г/дм3 и выше), что опасно из-за радиолитического разложения аммиака и увеличения равновесной концентрации водорода и может привести к охрупчиванию корпусной стали. Применение NaOH отпадает в связи с сильной активацией Na в реакторе и увеличением активности теплоносителя за счет распада сравнительно короткоживущего изотопа 24Na. При использовании LiOH из изотопа 6Li, содержащегося в естественном литии в количестве 6,5%, образуется тритий по реакции:

Li + n = 4He + 3H

Калий также активируется нейтронами и образует радиоактивный изотоп 42К по реакции:

41К + n = 42К + ?

с периодом полураспада 12,36 ч. Однако, активность 42К в теплоносителе невелика, так как содержание изотопа 41К в естественном калии составляет всего 6,41%, в связи, с чем для нейтрализации борной кислоты применяется гидроокись калия.

H3BO3 + KOH >KH2BO3 + H2O

При регулировании рН теплоносителя едкими щелочами необходимо учитывать, что высокие концентрации щелочи могут привести к коррозионному растрескиванию нержавеющей стали. Для поддержания необходимого значения рН в воде первого контура в зависимости от концентрации борной кислоты, используется специальная методика дозирования необходимого объема КОН.

При необходимости незначительного увеличения концентрации калия в воде первого контура его можно вытеснить из катионитового фильтра, дополнительным введением аммиака с подпиточной водой.

Аммиачно-калиевый режим позволяет очень удобно нейтрализовать влияние борной кислоты. При работе реактора на мощности и при высокой температуре теплоносителя, основным нейтрализующим агентом является гидроокись калия. При низкой же температуре теплоносителя происходит усиление основных свойств аммиака, что позволяет поддерживать необходимое коррозионно-безопасное значение рН без дополнительного увеличения концентрации едкого калия. Катионитовые фильтры в этом режиме работают в смешанной К+—NH4+ -форме, и концентрация калия в теплоносителе стабильно поддерживается. Коэффициент равновесия «К», называемый также коэффициентом распределения или избирательности, зависит от свойства ионита и раствора, от температуры и концентрации раствора и от количественного соотношения взаимодействующих ионов. На практике оптимальная концентрация ионов К+ и NH4+ в ионите создается в процессе работы фильтра. В период после выхода реакторной установки на мощность катионит в фильтрах переводится в аммонийную форму путем поглощения аммиака из теплоносителя. Затем в теплоноситель дозируется щелочь КОН. Установление равновесия по калию между фильтром и водой 1-го контура заканчивается примерно через 10 суток, путем постепенного дозированного ввода щелочи. По достижении необходимой устойчивой концентрации калия в воде 1-го контура ввод едкого калия прекращается, и в дальнейшем в контур вводится только аммиак.

Стабильная концентрация калия в теплоносителе достигается устойчивым удержанием его в катионитовых фильтрах, работающих в аммиачно-калиевой форме. В калиевую форму переводится примерно 10% катионита, что при общей емкости фильтра 1 м³ соответствует 100 л. При полной емкости сильнокислотного катионита, равной 2,0 г-экв/дм3, для этого необходимо 170 — 200 г-экв едкого калия (или 10 —11 кг).

При работе реакторной установки на мощности снижение интенсивности роста отложений на поверхностях ТВС и накопление активированных продуктов коррозии на поверхности оборудования обеспечивается поддержанием суммарной молярной концентрации щелочных металлов (K, Na и Li) в теплоносителе первого контура в соответствии с графиком оптимальной координирующей зависимости их от текущей концентрации борной кислоты. При расчете необходимого для ввода в первый контур объема КОН учитывается содержание в теплоносителе примесей натрия и лития. Оптимальное значение и диапазон допустимых концентраций, щелочных металлов (калия, лития и натрия) определяются по результатам расчетов водородного показателя теплоносителя рН, при рабочих параметрах, положенных в основу оптимизации и обоснования безопасности принятого водно-химического режима. Попадание натрия в 1-й контур маловероятно, и содержание его в теплоносителе, как правило, незначительно. Что же касается лития, то присутствие его в теплоносителе при регулировании реактивности реактора борной кислотой, неизбежно и при расчете количества дозируемой щелочи необходимо учитывать, что в процессе работы реактора в теплоносителе 1-го контура накапливается изотоп 7Li, что ведет к повышению рН.

10B + n,? > 7Li + 4He + E?

Например, за одну кампанию реакторной установки ВВЭР-440 в 1-м контуре накапливается примерно 800 г 7Li. Если бы весь накопленный литий оставался в воде, то его концентрация достигла бы 4 мг/дм3. Фактическая же средняя концентрация лития примерно в 10 раз меньше. Это свидетельствует о том, что основная масса Li сорбируется катионитом в фильтрах СВО-2.

Поскольку литий химически более активен, чем калий, его влияние на рН теплоносителя необходимо учитывать, соответственно уменьшая концентрацию КОН.

Суммарная молярная концентрация щелочных металлов (калия, лития и натрия) должна поддерживаться в зависимости от текущей концентрации борной кислоты в пределах зоны А, указанной на графике координирующей зависимости показанной на рисунке 1, что соответствует оптимальному интервалу 7,0−7,2 водородного показателя рН теплоносителя при рабочих параметрах. Нормируемая суммарная концентрация ионов щелочных металлов (K+ Na+ Li+) в теплоносителе обеспечивается, в основном, содержанием калия. Уточненное содержание суммы щелочных металлов определяется по формуле:

?щел. = [Li+]: 7 + [Na+]: 23 + [K+]: 39, ммоль/дм3

где ?щел. — суммарное содержание щелочных металлов, ммоль/дм3;

[Li+] - концентрация лития, мг/дм3;

[Na+] - концентрация натрия, мг/дм3;

[K+] - концентрация калия, мг/дм3.

В случае необходимости повышения в теплоносителе 1-го контура суммарной концентрации щелочных металлов (К+, Na+, Li+), в подпиточную воду дозируется расчетное количество гидроокиси калия (КОН), на уровне, обеспечивающем повышение суммарной концентрации щелочных металлов в теплоносителе до значения оптимального режима на линии графика координирующей зависимости в середине зоны А, для текущей концентрации борной кислоты. Зона, А соответствует диапазону допустимых значений; зоны Б и В соответствуют первому уровню отклонений; зоны Г и Д соответствует 2-му уровню отклонений; зона Е соответствует 3-му уровню отклонений. В случае необходимости вывода из теплоносителя первого контура избытка щелочных металлов в работу вводится Н±катионитовый фильтр рабочей группы установки СВО-2.

Продолжительность работы Н±катионитового фильтра определяется на основании результатов химического анализа проб теплоносителя.

Данный ионообменный фильтр выводит из теплоносителя и накапливает ионы щелочных металлов (К+, Na+, Li+) и аммиака (NH3). За счет работы фильтра установки СВО-2 с загрузкой катионита в Н-форме достигаться снижение суммарной концентрации щелочных металлов до значения на линии оптимального режима в середине зоны А, для текущей концентрации борной кислоты.

Рис. 1 — График зависимость суммарной молярной концентрации щелочных металлов (K++Li++Na+) в теплоносителе 1-го контура от текущей концентрации борной кислоты После достижения насыщения, соответствующего равенству концентраций щелочных металлов (К+, Na+, Li+) до и после катионитового фильтра, загрузка ионита фильтра подвергается регенерации и переводится в Н± форму. Подавление образования окислительных продуктов радиолиза в теплоносителе обеспечивается так же поддержанием концентрации водорода в воде 1-го контура в диапазоне допустимых значений посредством непрерывного или периодического дозирования в подпиточную воду аммиака или гидразингидрата, которые проходя через активную зону реактора радиолитически разлагаются с образованием водорода и азота.

Концентрация аммиака в теплоносителе должна поддерживаться на уровне, обеспечивающем концентрацию водорода в пределах от 2,2−4,5 мг/дм3 или 25−50 нмл/дм3. Нижний предел концентрации аммиака составляет 3 мг/дм3, а верхний предел равновесной концентрации аммиака определяется верхним пределом концентрации водорода в теплоносителе. Концентрацию растворенного водорода в теплоносителе первого контура необходимо максимально устойчиво поддерживать около 3 мг/дм3, не допуская отклонения из диапазона 2,2−4,5 мг/дм3. При снижении концентрации водорода в теплоносителе до нижнего предела, 2,2 мг/дм3 необходимо увеличить дозирование аммиака в контур. С целью исключения вымывания из анионитной загрузки рабочих фильтров СВО-2 ранее сорбированных хлорид-ионов, с превышением указанного в таблице предела требуется не допускать повышения концентрации аммиака в теплоносителе более 30 мг/дм3. В случае превышения концентрации аммиака в теплоносителе более 30 мг/дм3 следует организовать контроль концентрации хлорид иона в теплоносителе. При превышении концентрации растворенного водорода в теплоносителе более, верхнего предела 4,5 мг/дм3, дозирование аммиака прекратить и (при необходимости) следует увеличить расход продувки-подпитки первого контура, при этом не допускать снижения концентрации водорода ниже 2,2 мг/дм3 и аммиака в теплоносителе первого контура ниже 3 мг/дм3.

Заключение

В ходе прохождения преддипломной практики на Балаковской АЭС ознакомился с технологической схемой производства тепловой и электрической энергий, техническими характеристиками основного и вспомогательного оборудования, ВХР 1-го и 2-го контуров, расположением основных зданий и сооружений станции. Углубила знания по конструкции и функционированию основного и вспомогательного оборудования. Изучил специальные вопросы предложенные на практику и составила отчет по изученному материалу.

реактор турбинный электросиловой электроснабжение Список используемой литературы

1. А. В. Клименко, В. М. Зорина. «Справочник: Теплоэнергетика и теплотехника» — М.: Издательский дом МЭИ, 2007 г.

2. Химические технологии на АС (в пяти частях) — Пособие для обучаемых на Балаковской АЭС

3. С. А. Андрушечко, А. М. Афоров, Б. Ю. Васильев, В. Н. Генералов, К. Б. Косоуров, Ю. М. Семченков, В. Ф. Украинцев. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От проектных основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — С. 299—306. — 604 с.

4. Основное оборудование реакторного отделения. — Балаково: БАЭС, ЦПП, 2000.— 178 с.

5. Часть 1 // Системы турбинного отделения. — Балаково: БАЭС, ЦПП, 2000. — 276 с.

6. Часть 2 // Системы турбинного отделения. — Балаково: БАЭС, ЦПП, 2000. — 308 с.

7. Часть 1. Силовое оборудование // Электрооборудование энергоблока. — Балаково: БАЭС, УТЦ, 2004. — 388 с.

.ur