Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
Аннотация
Дипломный проект: графическая часть - 13 листов формата А1, расчетно-пояснительная записка - 131 стр., 4 части, 8 рис., 11 табл., 13 источников.
Ключевые слова: АТЭС ММ, РУ КЛТ 40-С, твэл с самодистанционирующим оребрением, ТВС, модернизация активной зоны, технология изготовления дисперсионного твэла, нейтронно-физический расчет, теплогидравлический расчет.
Объектом исследования в дипломном проекте является РУ КЛТ-40С, анализируется возможность модернизации активной зоны путем замены гладкостержневых твэлов твэлами с самодистанционирующим оребрением в ТВС с максимально возможным сохранением конструкторских решений и конструкционных материалов базового варианта активной зоны.
Цель работы – проведение необходимых расчетов с целью обоснования модернизации, эскизная и схемная проработка решений, связанных с модернизацией.
В процессе работы была разработана технология изготовления твэлов модернизированной активной зоны, произведены нейтронно-физический и теплогидравлический расчет активной зоны, проведен расчет экономического эффекта от модернизации, выполнен анализ возможных экологических последствий проектной аварии (разрыв трубопровода второго контура).
Содержание
Аннотация………………………………………………………………………………………1
Содержание……….…………………………………………………………………………….2
Введение………………………………………………………………………………………...3
1 Постановка задачи……………………………………………………………………………4
1.1 Краткий обзор российского рынка………………………………………………………...4
1.2 Общие сведения об АТЭС ММ на базе плавучего энергоблока ………………………...4
1.3 Модель эксплуатации АТЭС ММ…………………………………………………………..5
1.4 Постановка задачи проекта…………………………………………………………………5
2. Конструкторская часть……………………………………………………………………....6
2.1 Описание реакторной установки…………………………………………………………..6
2.1.1 Принципиальная схема судовой реакторной установки………………………………6
2.1.2 Ядерный реактор…………………………………………………………………………10
2.1.2.1 Концепции, принятые при проектировании активной зоны………………………..13
2.1.2.2 Тепловыделяющий элемент ……………………………………………………….....13
2.1.2.3 Стержни выгорающего поглотителя и рабочие источники нейтронов……………15
2.1.2.4 Активная зона и ТВС……………………………………………………………….....17
2.1.3 Парогенератор……………………………………………………………………….…..19
2.1.4 Циркуляционный насос первого контура………………………………………….…..21
2.1.5 Компенсатор давления……………………………………………………………….....23
2.1.6 Компоновка реакторной установки……………………………………………………25
2.2 Нейтронно-физический расчет……………………………………………………….…..27
2.3 Теплогидравлический расчет активной зоны………………….…………………….....66
2.4 Прочностной расчет………………………………………………………………………97
3. Технологическая часть………………………………………………………………………………………....…103
3.1 Описание конструкции тепловыделяющего элемента…………………..………..….…103
3.2 Описание процесса изготовления твэла.……………………………..…………….……103
3.3 Технологический процесс изготовления………………………………………….…..…105
4. Экономическая часть…………………………………...……………………………..……107
4.1 Структура отпускной цены продукции АТЭС…………………………………..………107
4.2 Состав отпускной цены продукции базовой АТЭС……………………………………108
4.3 Оценка затрат при модернизации активной зоны………………………………………110
4.4 Оценка выгоды от модернизации……………………………………………….……..…113
4.5 Изменение в отпускной цене продукции АТЭС……………………………….……..…116
5. Экологическая часть……………………………………………………………….….……117
5.1. Анализ опасных и вредных факторов………………………………………….…..……117
5.2. Меры по обеспечению безопасности………………………………………….…...……117
5.3. Анализ возможной аварии……………………………………………………….………124
Заключение………………………………………………………………………….…………130
Список использованных источников……………………………………………………...…131
Введение
По данным ООН дефицит пресной воды в мире (включая сельскохозяйственные и промышленные нужды) оценивается в 230 млрд. м3 в год. К 2025 году дефицит пресной воды увеличится до 1,3 - 2,0 трлн. м3 в год. В 1995 году его объем составлял ~$3 млрд. в год, а к 2015 году по прогнозам МАГАТЭ достигнет $12 млрд. в год. Одним из основных препятствий для развития этого рынка является высокая энергоемкость процесса опреснения. По этой причине во многих случаях вырабатываемая пресная вода оказывается слишком дорогой для массового применения в промышленности и сельском хозяйстве.
Создание энергоопреснительного комплекса, состоящего из плавучего энергоблока и плавучего опреснителя с минимумом строительных работ на берегу является наиболее эффективным решением задачи обеспечения пресной водой и электроэнергией многих прибрежных населенных пунктов и промышленных районов Азии и Африки. Радикальным решением обеспечения пресной водой является создание в прибрежных районах производств для опреснения морской воды. В условиях, когда другие, менее дорогие, способы получения пресной воды уже использованы, этот метод является наилучшей альтернативой снабжения водой береговых территорий.
Коммерческая модель реализации проекта для зарубежных потребителей будет осуществляться по схеме: плавучий энергоблок остается в собственности России, сменный экипаж-вахта российская, потребителю продаётся электроэнергия, тепло, пресная вода на основе долгосрочного договора.
Данная схема позволяет стране, в которой работает энергоблок, не создавать эксплуатационную инфраструктуру, обеспечить гарантии нераспространения технологий и ядерных материалов, обеспечить беспрепятственный возврат в Россию плавучего энергоблока с отработанным топливом и его полную утилизацию на действующих предприятиях России.
Зона децентрализованного энергоснабжения занимает около двух третей территории России и характерна тем, что именно на этой территории расположены высокодотационные субъекты Российской Федерации, федеральные государственные предприятия и закрытые административно-территориальные образования, жизнеобеспечение которых, и в частности энергообеспечение, полностью финансируется бюджетом Российской Федерации. Ежегодно, для обеспечения завоза органического топлива и компенсацию тарифов на электроэнергию в этих регионах, бюджетом предусматриваются значительные средства в виде субсидий и субвенций.
В то же время практический опыт решения задачи энергоснабжения потребителей в указанных регионах России продемонстрирован на примере почти 30-летней эксплуатации Билибинской атомной станции, полностью обеспечивающей теплом и электроэнергией г. Билибино Чукотского автономного округа.
Однако, в настоящее время реализация проекта атомной станции малой мощности (АТЭС ММ) по наземной схеме строительства в этих регионах практически неосуществима: необходимо создать строительную базу, завезти оборудование и материалы, обеспечить содержание социальной инфраструктуры на период строительства и эксплуатации.
Оптимальным решением является установка готового к эксплуатации энергоблока, который обслуживается вахтовым методом и при выводе из эксплуатации не оставляет на площадке радиоактивных материалов.
Основными преимуществами АТЭС ММ на базе плавучего энергетического блока по сравнению с наземным вариантом строительства станции такой же мощности являются:
- сокращение сроков инвестиционного цикла и стоимости строительства по сравнению с наземным вариантом сооружения станции такой же мощности за счет минимальных объёмов строительно-монтажных работ;
- высокое качество изготовления плавучего энергоблока в условиях судостроительного завода и сдача его "под ключ";
- возможность размещения станции в непосредственной близости от потребителя энергии;
- вахтовый метод эксплуатации;
- простота снятия с эксплуатации – после вывода из эксплуатации плавучий энергоблок буксируется на специализированное предприятие для утилизации.
Из всего вышесказанного следует, что рынок для АТЭС ММ на базе ПЭБ является обширным, а сам проект – перспективным. В настоящий момент специалистами
ОАО «Малая Энергетика» как Заказчика-Застройщика и ОКБМ, г Нижний Новгород как генеральным конструктором РУ и комплектным поставщиком паропроизводящей установки разработан проект ПЭБ на базе РУ КЛТ-40С
Атомная теплоэлектростанция состоит из плавучего энергетического блока, гидротехнических сооружений и береговой инфраструктуры. Плавучий энергетический блок предназначен для выработки электрической и тепловой энергии, и обеспечивает выдачу в береговые сети электроэнергии и теплофикационной воды. Гидротехнические сооружения предназначены для установки и раскрепления ПЭБ у берега. Техническая связь с берегом осуществляется через причальные сооружения. Береговые сооружения и специальные устройства предназначены для передачи электроэнергии и тепла потребителям.
Модель эксплуатации разработана на основе проектных характеристик полного эксплуатационного цикла АТЭС ММ.
Работы по перегрузке ядерного топлива и хранению отработавшего ядерного топлива выполняются на борту ПЭБ без привлечения специальных судов обслуживания. Также на борту ПЭБ хранятся образующиеся при эксплуатации радиоактивные отходы.
Цикличность работы ПЭБ принята равной 12 годам. Плавучий энергоблок за срок эксплуатации отрабатывает три эксплуатационных цикла с тремя выводами на перегрузку и капитальный ремонт. Цикличная модель эксплуатации ПЭБ обеспечивается существующей инфраструктурой Государственного Российского Центра Атомного Судостроения. После отработки первого цикла ПЭБ буксируется на специализированное судоремонтное предприятие для проведения капитального ремонта, выгрузки топлива и отходов и докования корпуса. Проектный срок проведения капитальных ремонтов с учетом транспортировки ПЭБ составляет 1-2 года. На место выведенного на капитальный ремонт плавучего энергоблока устанавливается такой же энергоблок, который отрабатывает полный цикл – 12 лет. После отработки третьего эксплуатационного цикла ПЭБ выводится из эксплуатации, т.е. буксируется с места базирования на специализированное предприятие для демонтажа и разделки судовых ядерных объектов.
На этапе проектирования были выявлены следующие недостатки базового варианта:
- необходимость трех перегрузок РУ за рабочий цикл (12 лет): через 3 года, через 6 лет и через 9 лет (остановка, разгерметизация, перегрузка выемного блока)
- экономические проблемы связанные с перегрузками: низкий КИУМ
Специалистами ОКБМ была предложена идея модернизации активной зоны для уменьшения этих недостатков путем замены гладких стерженьковых твэлов твэлами с дистанционирующим оребрением с целью повышения срока службы активной зоны до перегрузки с 3 до 4 лет.
По это причине специалистами ОАО «Малая Энергетика» были поставлены следующая задача на дипломный проект:
Автором были выполнены поставленные задачи со следующим результатом:
Реакторная установка (РУ) - комплекс оборудования и систем, предназначенный для преобразования энергии деления ядра в тепловую.
2.1.1. Принципиальная схема судовой реакторной установки
В состав судовой, как и всех других РУ, входят системы и элементы, обеспечивающие совместно с системами ЯЭУ и судна нормальную эксплуатацию РУ и ее безопасность.
К важным для безопасности системам и элементам нормальной эксплуатации (СНЭВБ) относятся:
оборудование и трубопроводы третьего контура ЯЭУ, обеспечивающие циркуляцию воды, отводящей тепло от ряда элементов РУ и передающей его за пределами РУ теплоносителю четвертого контура ЯЭУ - забортной воде.
Первый контур (рис. 2.1.1) включает основной контур циркуляции теплоносителя, систему компенсации давления, систему очистки теплоносителя и расхолаживания реактора.
Рис. 2.1.1 Принципиальная схема реакторной установки КЛТ-40:
1 – приводы органов управления и защиты реактора; 2 – реактор; 3 – парогенератор; 4 – насосы подачи жидкого поглотителя нейтронов; 5 – проливочные насосы; 6 – предохранительное устройство; 7, 8 – водяные емкости; 9 – емкость с раствором жидкого поглотителя нейтронов; 10 – барботажная цистерна; 11 – электропитательный насос; 12 – технологический конденсатор; 13 – предохранительные мембраны; 14 – трубопроводы второго контура; 15 – цистерна; 16 – холодильник фильтра с рекуператором; 17 – насос расхолаживания; 18 – фильтр теплоносителя первого контура; 19 – распылитель охлаждающей воды в защитной оболочке; 20 – гидробаллоны системы аварийного охлаждения реактора; 21 – ресиверные баллоны; 22 – насосы подачи воды внутрь защитной оболочки; 23 – водяная емкость; 24 – клапаны системы затопления защитной оболочки; 25 – насосы конденсатно-питательной системы паротурбинной установки; 26 – водяная цистерна; 27 – насос возврата теплоносителя первого контура; 28 – защитная оболочка РУ; 29 – металловодная защита реактора; 30 – компенсатор давления; 31, 32 – предохранительные устройства; 33 – циркуляционный насос первого контура; 34 – датчик системы управления и защиты реактора
Основной контур образуют реактор 2, четыре парогенератора 3, четыре двухскоростных циркуляционных насоса первого контура (ЦНПК) 33, объединенных в парогенерирующий блок с помощью коротких патрубков. Циркуляция теплоносителя может осуществляться тремя способами: при работе ЦНПК на большой и малой скоростях, при работе насоса расхолаживания (ЦНР) 17, а также за счет естественной конвекции при расхолаживании реактора.
Система компенсации давления теплоносителя - газовая, в нее входят параллельно соединенные сосуды компенсатора давления (КД) 30 и подключенные к ним ресиверные баллоны 21.
Система очистки теплоносителя и расхолаживания реактора состоит из фильтра 18, холодильника фильтра с рекуператором 16, насоса расхолаживания. Контур системы очистки замкнут.
Трубопроводы второго контура 14 подводятся к каждому парогенератору.
Вода третьего контура ЯЭУ подается на охлаждение стоек приводов СУЗ реактора, ЦНПК, ЦНР, в холодильник фильтра и бак металловодной защиты (МВЗ) 29.
Отвод остаточных тепловыделений в реакторе, т.е. его расхолаживание, в нормальных условиях и при ремонтах установки может производиться по двум независимым каналам через ПГ водой второго контура ЯЭУ и через холодильник фильтра водой третьего контура.
В первом случае используются либо штатная конденсатно-питательная система паротурбинной установки (ПТУ), либо две специальные петли расхолаживания, каждая из которых имеет в своем составе электропитательный насос 11 и технологический конденсатор 12. Для данной РУ, размещаемой на надводном судне, предусмотрена также возможность подачи воды в ПГ сжатым газом из цистерны 15 и сброса образующегося пара в атмосферу.
Во втором случае передача за борт тепла от воды первого контура, прокачиваемой через реактор или ЦНПК, или ЦНР, или подключаемым к контуру насосом ремонтного расхолаживания, осуществляется с помощью системы третьего контура.
К системам безопасности (СБ) относятся:
Принципиальное устройства ядерного реактора КЛТ-40 (рис. 2.1.2).
Основные части реактора:
Корпус состоит из обечайки с патрубками, гладкой цилиндрической обечайки и эллиптического днища. Внутренняя поверхность корпуса и главных патрубков защищена от коррозионного действия теплоносителя первого контура антикоррозионной наплавкой.
Корпус имеет следующие патрубки:
- 4 главных патрубка для подсоединения корпусов парогенераторов
- 4 главных патрубка для подсоединения гидрокамер циркуляционных насосов первого контура
- 1 малый патрубок для подключения к системе компенсации давления и к системе очистки и расхолаживания
- 2 малых патрубка для подключения к системе аварийного охлаждения активной зоны
Все малые патрубки снабжены сужающими устройствами. Сужающие устройства представляют вставки в виде сопел, профиль которых выбран таким способом, что наличие сопел не влияет существенно на гидравлическое сопротивление всей трассы при нормальной работе системы и значительно повышает гидравлическое сопротивление при скоростях теплоносителя, характерных для его истекания из реактора в случае разрыва трубопровода.
Внутри корпуса к нему крепятся: в верхней части – обечайки, служащие опорой для выемного блока, и разделяющие потоки поступающей в реактор и выходящей из него воды; в нижней части - экраны, снижающие уровень воздействующего на корпус нейтронного и гамма-излучения активной зоны.
Крышка предназначена для герметизации корпуса, является биологической зашитой и служит опорой для приводов ИМ АЗ и КГ, а также первичных преобразователей.
Крышка состоит из плоской силовой плиты, к которой крепится болтами и герметизируется сварным швом обечайка с приваренной к ней верхней плитой. Силовая плита по поверхностям контакта с теплоносителем первого контура защищена антикоррозионной наплавкой. Применение плоской силовой плиты обусловлено простотой изготовления и большим положительным опытом эксплуатации аналогичных конструкций и подтверждается расчетом на прочность.
Во внутренней полости крышки размещена биологическая защита. В качестве биологической защиты используется галя серпентинитовая.
Конструкция корпуса и крышки обеспечивает:
- проведение технического освидетельствования
- проведение периодического контроля состояния металла
Герметизация крышки в корпусе осуществляется при помощи медной клиновой самоуплотняющейся прокладки, усилия от давления воспринимаются шпильками с гайками через нажимной фланец. Через крышку проходят чехлы для термопреобразователей, стойки приводов СУЗ, внутри которых перемещаются тяговые элементы рабочих органов компенсации реактивности и стержней аварийной защиты.
Выемной блок состоит из щелевого фильтра, экранов и цилиндрической обечайки, которой размещены следующие составные части:
- пять РО КГ
- направляющие трубы РО КГ
- направляющие трубки ПЭЛ РО КГ
- верхняя плита
- средняя плита
- нижняя плита
- гильзы преобразователей термоэлектрических.
Плиты РО КГ размещены между средней и верхней плитами выемного блока и имеют возможность перемещения по направляющим трубам.
Выемной блок опирается на бурт разделительной обечайки корпуса реактора и крепится к ней при помощи Г-образных болтов, расположенных в верхней плите. Для согласования положения крышки и выемного блока, на верхней плите выемного блока установлены фиксатор и втулка, соосная центральному отверстию под ТВС.
Внутри выемного блока расположены пять независимых РО КГ: центральный, два средних и два периферийных. Каждый РО КГ конструктивно представляет две плиты, связанные между собой стаканами, в которых установлены подшипниковые узлы с графитовыми вкладышами, скользящими по направляющим трубам при перемещении РО КГ. Внутри направляющих труб размещены ТВС.
К нижней плите блока выемного болтами крепится щелевой фильтр с экранами, предназначенный для предохранения активной зоны от попадания посторонних предметов. Фильтр представляет собой набор плоских колец, дистанционируемых шайбами и стянутых болтами. Экраны предназначены для снижения нейтронного потока на днище корпуса реактора.
Рисунок 2.1.2 Реактор
1 – ТВС 5 – экраны 9 - крышка
2 – Выемной блок 6 – разделительная обечайка 10 - шпилька
3 – нижняя плита 7 – корпус 11 - биологическая
4 – верхняя плита 8 – днище защита
активной зоны
Активная зона РУ КЛТ-40С предназначена для генерирования тепла, получаемого в процессе управляемой цепной реакции деления ядер урана-235 и передачи его теплоносителю в течение назначенного срока службы без превышения установленного предела безопасной эксплуатации по повреждениям твэлов. С целью обеспечения проектных требований по ресурсу, энерговыработке, эксплуатационным условиям работы, а также создания АТЭС ММ высокой безопасности, при разработке активной зоны были приняты следующие проектные концепции:
- активная зона должна быть гетерогенной, канального типа с одноходовой (снизу вверх) схемой движения теплоносителя (замедлителя нейтронов) по ТВС и межканальном пространстве (МКП)
- структура и основные технические решения по активной зоне приняты с учетом опыта, накопленного в российской практике реакторостроения по созданию и эксплуатации активных зон аналогичного типа, а так же результатов расчетов ее нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик
- физические характеристики активной зоны обеспечивают отрицательные значения мощностного и температурного коэффициентов реактивности во всем диапазоне температур в течение всей компании, благодаря чему активной зоне присущи свойства внутренней самозащищенности и саморегулирования, при которых в результате действия обратных связей обеспечивается ее устойчивая и надежная работа
- компенсация запаса реактивности активной зоны, вывод активной зоны на номинальную мощность, экстренное снижение мощности, поддержание активной зоны в подкритичном состоянии осуществляется с помощью компенсирующих групп, перемещаемых приводами ЦКГ и ПГК. Для быстрого ввода отрицательной реактивности в аварийных ситуациях компенсирующие группы приводов сбрасываются в активную зону под действием силы тяжести и усилия пружин.
- отражателями нейтронов в реакторе служат стальные боковые и торцевые экраны и плиты и охлаждающая их вода.
2.1.2.2 Тепловыделяющий элемент
Конструкция твэла
С целью увеличения срока работы активной зоны до перегрузки было предложено использовать твэлы с дистанционирующим оребрением. Такое решение позволяет интенсифицировать теплообмен, снизив тем самым тепловые нагрузки на твэл, и исключить контакт оболочки твэла с соседними твэлами и элементами конструкции ТВС.
Твэл представляет собой цилиндрический стержень, на внешней поверхности которого выполнены четыре дистанционирующих ребра. Описанный диаметр твэла составляет 7.18 мм, наружный диаметр стержня 6.2 мм, толщина оболочки 0.5 мм. Для обеспечения самодистанционирования в пучке ребра спирально закручены относительно центральной оси с шагом 300 мм. Керметная топливная композиция выполнена в виде блочков из гранул UO2, диспергированных в силуминовой матрице. Зазор между топливным сердечником и оболочкой заполнен силумином. Оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава Э635. Данный твэл отличается высокой ураноемкостью и радиационной стойкостью, в комплексе обеспечивающими возможность его эксплуатации в течение заданной длительности кампании активной зоны.
Конструкция и регламент эксплуатации РУ КЛТ-40С обеспечивают непревышение установленного эксплуатационного предела повреждения дисперсионных твэлов активной зоны при нормальной эксплуатации. При нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях в активной зоне РУ КЛТ-40С не превышается установленный предел безопасной эксплуатации дисперсионных твэлов. Работоспособность твэлов активной зоны без превышения установленного предела безопасной эксплуатации обеспечивается выбранной топливной композицией и конструкцией твэлов и ТВС, а также условиями и регламентом их эксплуатации в составе РУ КЛТ-40С.
С целью физического профилирования активной зоны твэлы имеют два исполнения, «легкий» и «тяжелый», различающиеся содержанием урана-235 (29,4% и 32,4% соответственно). Различные исполнения твэлов имеют конструктивные отличия для предотвращения неправильной установки во время сборки ТВС.
Загрузка урана-235 в «легких» твэлах составляет 21,8г, «тяжелых» - 24г. В активной зоне находится 2487 «легких» твэлов и 9750 «тяжелых», в сумме 12237 штук.
Топливная композиция
В качестве топливной композиции твэлов активной зоны используется частицы UO2, диспергированные в силуминовой матрице, легированной никелем. Топливная композиция твэлов имеет следующий состав:
- массовая доля UO2 - 49 %
- массовая доля урана-235 в уране - 60 и 66 %
- массовая доля алюминия - 45,1%
- массовая доля кремния - 5.3 %
- массовая доля никеля - 0,6 %.
Плотность топливной композиции составляет 5.1 г/см^3. В процессе выгорании топлива плотность топливной композиции уменьшается и при плотности накопления продуктов деления 0,59 г/см^3 составляет 4.6 г/см^3.
Коэффициент неравномерности распределении топлива по длине твэла не превышает 1.20.
Значения коэффициента теплопроводности топливной композиции в зависимости от температуры топлива приведены в таблице 2.1.2.2.
Таблица 2.1.2.2.1 - Коэффициент теплопроводности топливной композиции
|
Температура, °С |
100 |
200 |
300 |
400 |
500 |
|
λ, Вт/(М*°С) |
43 |
44 |
46,5 |
47 |
50 |
Коэффициент теплопроводности топливной композиции в процессе выгорания топлива уменьшается по линейному закону и при плотности накопления продуктов деления 0.54 г/см' снижается на 25-30 % по сравнению с началом кампании.
Значения удельной теплоемкости топливной композиции в зависимости от температуры топлива приведены в таблице 2.1.2.2.2.
Таблица 2.1.2.2.2 - Теплоемкость топливной композиции
|
Температура, °С |
50 |
150 |
250 |
350 |
450 |
500 |
|
Ср, кДж/(кг*°С) |
0,448 |
0,465 |
0,486 |
0,519 |
0,561 |
0,590 |
2.1.2.3 Стержни выгорающего поглотителя
и рабочие источники нейтронов
Компенсация основной части запаса реактивности активной зоны на выгорание осуществляется с помощью гетерогенного выгорающего поглотителя на основе гадолиния, размещенного в СВП различных типов с оболочкой из циркониевого сплава.
В составе активной зоны РУ КЛТ-40С используются шесть типов СВП, отличающихся исполнением оболочки, высотой и диаметром поглощающей части, а также плотностью по гадолинию, с помощью которых одновременно осуществляется физическое профилирование активной зоны с целью выравнивания полей энерговыделения по ее объему.
Для улучшения контроля за состоянием активной зовы при пусках реактора в процессе кампании в ТВС периферийной зоны профилирования располагаются рабочие источники нейтронов (РИН), представляющие собой трубки из циркониевого сплава, заполненные виброуплотненной окисью бериллия. Основные характеристики СВП и РИН активной зоны РУ КЛТ-40С приведены в таблице 2.1.2.3.
Таблица 2.1.2.3 - Основные характеристики СВП и РИН
|
Характеристика |
Значение |
||||||
|
СВП типа 1 |
СВП типа 2 |
СВП типа 3 |
СВП типа 4 |
СИП типа 5 |
СВП типа 6 |
14111 |
|
|
1 Наружный диаметр оболочки, мм |
6,2 |
6,2 |
6,2 |
4,6 |
4,6 |
4,6 |
6,2 |
|
2 Толщина оболочки, мм |
0,5 |
0,5 |
0,5 |
0,45 |
0,45 |
0,45 |
0,5 |
|
3 Диаметр активной части, мм |
5,2 |
5,2 |
5,2 |
3,7 |
3,7 |
3,7 |
5,2 |
|
4 Высота верхнего "обреза" СВП без поглотителя, мм |
100 |
220 |
- |
100 |
220 |
100 |
- |
|
5 Высота верхнего "обреза" СВП с поглотителем, мм |
- |
- |
100 |
- |
- |
- |
|
|
6 Высота активной часта, мм |
780 |
660 |
780 |
770 |
550 |
770 |
920 |
|
7 Высота нижнего "обреза" СВП без поглотителя, мм |
- |
- |
50 |
150 |
50 |
- |
|
|
8 Высота нижнего "обреза" СВП с поглотителем, мм |
40 |
40 |
40 |
- |
- |
- |
|
|
9 Плотность гадолиния в верхнем "обрезе" СВП с по глотителем, г/см^3 |
- |
- |
0,6 |
- |
- |
- |
- |
|
10 Плотность гадолиния в активной части СВП, г/см^3 |
1,5 |
3,5 |
3,5 |
3,5 |
3,5 |
0,6 |
- |
|
11 Плотность гадолиния в нижнем "обрезе" СВП с поглотителем, г/см^3 |
0,6 |
0,6 |
0,6 |
- |
- |
- |
|
|
12 Масса гадолиния в СВП, г |
25,4 |
49,6 |
59,8 |
29,0 |
20,7 |
5,0 |
- |
|
13 Масса окиси бериллия в РИН, г |
- |
- |
- |
- |
- |
- |
39,0 |
Исполнение оболочек СВП первого, второго и третьего типа аналогично исполнению оболочек твэлов для избежания необходимости использования дистанционирующих решеток.
Количество СВП и РИН различных типов в активной зоне составляет:
- СВП типа 1 - 182 шт.
- СВП типа 2-111 шт.
- СВП типа 3 - 342 шт.
- СВП типа 4 - 759 шт.
- СВП типа 5 - 561 шт.
- СВП типа 6- 126 шт.
- РИН-41 шт.
Наряду с гетерогенным гадолиниевым поглотителем для компенсации части запаса реактивности активной зоны на выгорание используется гомогенный бор, размещенный в каждой ТВС активной зоны в шести пластинах-вытеснителях 10x1 мм из циркониевого сплава. Номинальная загрузка гомогенного бора на одну ТВС составляет 0,94 г.
2.1.2.4 Активная зона и ТВС
Активная зона РУ КЛТ-40С набрана из 241 ТВС по треугольной решетке с шагом 72 мм. Высота активной зоны составляет 920 мм, эквивалентный диаметр 1213 мм, описанный диаметр – 1280мм.
ТВС активной зоны представляет собой пучок твэлов, СВП, РИН и БП, заключенных в цилиндрический наружный чехол из циркониевого сплава с наружным диаметром 62 мм и толщиной стенки 1 мм. Шаг треугольной решетки твэлов в ТВС составляет 7,18 мм. Дистанционирование комплектующих элементов внутри ТВС осуществляется за счет дистанционирующих ребер на оболочках твэлов и СПВ первого, второго и третьего типов. Верхними заглушками твэлы и СВП закреплены в обоймах, представляющих собой сваренные контактной точечной сваркой парные штампованные пластины с цилиндрическими углублениями под заглушки твэлов. На одной из пластин обоймы выполнены конусообразные выштамповки, входящие в углубление заглушки и препятствующие перемещению твэла. Нижнее крепление пучка твэлов аналогично схеме, принятой в ТВС реакторов типа БН – твэлы устанавливаются пазами в нижнюю опорную решетку и дополнительно скрепляются проволокой. Таким образом, принятый способ крепления твэлов технически исключает возможность их непредусмотренных перемещений при НУЭ, ННУЭ и проектных авариях, вызывающих увеличение реактивности и ухудшение условий теплоотвода, приводя к повреждению твэлов сверх соответствующих установленных пределов.
В центральной части ТВС СУЗ и ТВС типа ТВС СУЗ вместо 19 элементов установлен стальной шестигранный чехол с размером "под ключ" 29,5 мм и толщиной стенки 0,4 мм. В центре данных ТВС размещается сухая стальная гильза с наружным диаметром 27 мм и толщиной стенки 3 мм.
Кассета ТВС под стержень АЗ отличается от вышеописанной кассеты основной ТВС размещенным вместо 19 центральных элементов шестигранным стальным вытеснителем, закрепленным верхней частью в центральной обойме, а нижней частью входящим во втулку. Внутри шестигранного вытеснителя устанавливается гильза под стержень АЗ.
Подвеска основной ТВС представляет собой толстостенную трубу наружным диаметром 50мм и толщиной стенки 4,5мм с приваренными к ней концевыми деталями. В трубе выполнены три ряда отверстий (в каждом ряду по два отверстия) для выхода теплоносителя из ТВС. Каждый ряд отверстий развернут по отношению к предыдущему на 60°.
В верхней части подвесок размещен (кроме ТВС, установленных в направляющих колоннах) цанговый замок, предотвращающий выпадение ТВС при перевороте судна со снятой крышкой реактора. В верхней части подвески размещена подпружиненная головка, обеспечивающая поджатие ТВС при эксплуатации и служащая для захвата ее перегрузочным оборудованием при перемещении ТВС при операциях загрузки-выгрузки перегрузочным оборудованием. В головке подвески размещается пробка, обеспечивающая доступ внутрь ТВС и уменьшающая мощность радиационного излучения от твэлов при выгрузке отработавших ТВС.
Подвеска ТВС под стержень АЗ отличается от вышеописанной диаметром отверстия в головке для прохода гильзы АЗ и наличием резьбы на наружной поверхности верхней части для навинчивания переходника на головку под захват перегрузочного оборудования.
Подвеска ТВС со штоком отличается от вышеописанных наличием внутри цилиндрического стержня-штока диаметром 36мм из стали ХН35ВТ с размещенной на нем деталью из той же стали для зацепления с плитой РО КГ, а также конструкцией трубы. В трубе, наружным диаметром 55мм и толщиной стенки 6мм выполнены продольные пазы длиной 1000мм для обеспечения возможности перемещения РО КГ. В верхней части вместо цангового замка расположен шариковый замковый узел, исключающий перемещение данной ТВС и, в совокупности со стопором штока, также несанкционированное перемещение РО КГ при демонтированных приводе ИМ КГ и крышке реактора.
Все ТВС имеют на подвеске маркировку соответственно их исполнения и местоположения в выемном блоке реактора по картограмме загрузки, которая представлена на листе.
Комплектация ТВС различных исполнений твэлами, СВП, РИН и БП, данные по загрузкам ТВС ураном-235, гадолинием, бором и окисью бериллия, а также количество ТВС различных типов в активной зоне представлены в таблице на листе.
Схема профилирования активной зоны РУ КЛТ-40С выгорающим поглотителем - это традиционная компоновка ледокольных активных зон-прототипов, включающая Центральную зону профилирования (ЦЗП), набранную из ТВС с уменьшенной загрузкой урана-235, основной массив, состоящий в данном случае из трех подзон (ОМ-1, ОМ-2 и ЗК) с уменьшающейся загрузкой выгорающего поглотителя в ТВС по мере их удаления от центра, и периферийную зону профилирования (ПЗП), в ТВС которой размешается минимальное количество СВП.
Торцевые участки активной зоны или не содержат гетерогенного поглотителя, или содержат его в минимальном количестве, что позволяет уменьшить, недовыгорание поглотителя в СВП в конце кампании, а также обеспечивает выравнивание аксиальных полей энерговыделений.
Для компенсации температурного и мощностного эффектов реактивности, стационарного отравления активной зоны ксеноном-135 и самарием-149, части запаса реактивности на выгорание и обеспечения подкритичности активной зоны в "холодном" разотравленном состоянии, а также для компенсации изменений реактивности в процессе кампании, используется стерженьковая решетка, состоящая из пяти независимых РО системы компенсации реактивности, поглощающие стержни которых (ПЭЛ) размещаются в пространстве между ТВС. Каждый РО системы компенсации реактивности перемещается индивидуальным приводом.
72 центральных ПЭЛ образуют центральный рабочий орган - РО ЦКГ, 132 средних ПЭЛ - два средних полукольцевых рабочих органа: РО СКГ-1 и РО СКГ-2 (по 66 ПЭЛ в каждом РО), а 166 периферийных ПЭЛ - два периферийных полукольцевых рабочих органа: РО ПКГ-1 и РО ПКГ-2 (по 83 ПЭЛ в каждом РО).
Принятая схема объединения ПЭЛ в РО системы компенсации реактивности является наиболее оптимальной с точки зрения ядерной безопасности и обеспечивает подкритичность активной зоны не менее 1,0%(абс.) в "холодном" разотравлениом состоянии в любой момент кампании при зависании одиночных РО в крайнем верхнем положении.
Наружный диаметр ПЭЛ РО ЦКГ (за исключением 18 ПЭЛ, расположенных вокруг направляющих колонн) составляет 14,0 мм, наружный диаметр ПЭЛ РО СКГ, РО ПКГ и 18 ПЭЛ РО ЦКГ - 13,0 мм. Толщина оболочек всех ПЭЛ из сплава ЭП-630У равна 1,2 мм.
ПЭЛ РО ЦКГ на всей длине, а также нижние части ПЭЛ РО СКГ и РО ПКГ (соответственно на длине 350 и 250 мм) заполнены виброуплотнениым титанатом диспрозия с плотностью по диспрозию 3,5 г/см3. Остальная часть ПЭЛ РО СКГ и РО ПКГ заполнена вкладышами из карбида бора диаметром 10,0 мм.
ПЭЛ системы компенсации реактивности перемещаются в теплоносителе первого контура внутри направляющих трубок из циркониевого сплава с наружным диаметром 20 мм и толщиной стенки 1,5 мм, расположенных в пространстве между ТВС.
2.1.3. Парогенератор
Парогенератор (рис 2.1.3) предназначен для выработки перегретого пара при работе РУ и отвода остаточных тепловыделений при расхолаживании установки. ПГ по характеру выполняемых функций является элементом нормальной эксплуатации, а также выполняет защитные и локализующие функции безопасности.
Основные характеристики парогенератора:
• тип парогенератора - вертикальный рекуперативный теплообменник со змеевиковой теплопередающей поверхностью из титановых сплавов и принудительной циркуляцией рабочих сред;
• движение рабочих сред – противоточное;
• теплоноситель 1 контура (вода под давлением) движется в межтрубном пространстве сверху вниз;
• теплоноситель 2 контура (питательная вода - пароводяная смесь - перегретый пар) движется внутри труб снизу вверх;
• в режимах расхолаживания РУ циркуляция теплоносителя 1 контура – принудительная и естественная при принудительной или естественной подаче питательной воды в ПГ.
Парогенератор состоит из:
• прочно-плотного корпуса с главным патрубком типа "труба в трубе" для подвода-отвода теплоносителя 1 контура и узлами крепления ПГ на баке МВЗ;
• внутреннего устройства, включающего крышку ПГ с узлами подвода-отвода теплоносителя 2 контура и трубную систему змеевикового типа с дроссельными пакетами.
По полости второго контура трубная система разделена на 20 автономных секций. В каждой секции 5 труб 22x2.5 мм замыкаются на раздающий питательный коллектор дроссельного пакета и на паросборный коллектор.
Дроссельные пакеты предназначены для входного шайбования каждой парогенерирующей трубы 22x2,5 мм с целью обеспечения гидродинамически устойчивой работы ПГ по 2 контуру.
В крышке ПГ выполнены 20 вертикальных паровых каналов, объединенных в общий торообразный коллектор с патрубком для отвода перегретого пара. В центральной части крышки установлен питательный коллектор с патрубком для подвода питательной воды. Паросборные коллекторы привариваются к нижнему торцу крышки. Раздающие коллекторы дроссельных пакетов привариваются к трубной доске питательной камеры. Крышка внутреннего устройства ПГ крепится к фланцу корпуса на сварке. На питательном коллекторе крышки установлены штуцеры воздухоудаления, дренажа полости 1 контура и отбора проб от полости 2 контура. Для исключения перетечек среды 1 контура из напорной полости в сливную (помимо трубной системы) на наружной обечайке трубной системы в верхней части установлены сильфон и пакеты тарельчатых пружин.
В случае возникновения межконтурной неплотности любая из подводящих труб может быть выявлена и заглушена. Возможна и замена всей трубной системы.
Рисунок 2.1.3 Парогенератор:
1 – Корпус 6 - Паровой коллектор
2 - Выгородки внутрикорпусные 7 - Питательный коллектор
3 - Патрубок типа "труба в трубе" 8 - Цапфа опорная
4 - Трубная бухта 9- Сильфонное уплотнение
5 – Крышка
ЦНПК обеспечиваюет циркуляцию воды по первому контуру. Насос цетробежный консольного типа с гидростатическими подшипниками.
Циркуляционный насос (рис. 2.1.4.) представляет собой единый агрегат, состоящий из центробежного насоса и герметичного электродвигателя. В конструкции агрегата отсутствуют сальниковые уплотнения, что позволяет исключить связанные с работой этих узлов возможные протечки воды из контура в окружающую среду. Электродвигатель насоса - асинхронный с короткозамкнутым ротором 1, омываемым водой первого контура. Статор электродвигателя имеет две независимые обмотки 11 и 12, обеспечивающие работу насоса на большой и малой скоростях. Магнитопровод 14 статора с обмотками защищен от коррозионного воздействия воды герметичной гильзой 15. Прочноплотный корпус 13 статора с герметичными электровводами воспринимает давление воды первого контура и исключает ее протечку наружу даже в случае нарушения плотности герметичной гильзы.
Рис. 2.1.4 Циркуляционный насос первого контура:
1 – ротор 6 – тахо-генератор 11 – обмотки статора
2, 4 – упорные подшипники 7, 10 – линзовые прокладки 13 – корпус статора
3 – импеллер 8, 17 – подшипники скольжения 14 – магнитопровод
5 – крышка 9 – крышка корпуса 15 – герметичная гильза
16 – холодильник 18 – рабочее колесо
Ротор электродвигателя вращается в подшипниках скольжения 8 и 17, а действующее на него осевое усилие воспринимается подшипниками 2 и 4. Материалы пар трения - хромоникелевый сплав высокой твердости и графитопласт. Смазка и охлаждение трущихся поверхностей подшипников, а также охлаждение ротора, герметичной гильзы и статора, осуществляется водой первого контура, прокачиваемой импеллером 3 по автономному, встроенному в насос, контуру, тепло от которого отводится в холодильнике 16 водой третьего контура РУ. Растворенный в воде и могущий скапливаться под крышкой 5 газ постоянно удаляется ко входу в рабочее колесо 18 через вертикальный канал в роторе. Электронасос имеет два разъема, уплотняемые с помощью линзовых прокладок 7 и 10, компенсирующих температурные деформации сопрягаемых поверхностей.
Контроль за состоянием и работой насоса осуществляется по ряду параметров - силе потребляемого тока, сопротивлению изоляции обмоток статора, частоте вращения ротора (по тахогенератору 6), температурам воды первого контура под крышкой 5 и воды третьего контура на входе и выходе из холодильника 16.
Компенсатор давления предназначен для приема (возврата) теплоносителя 1 контура при температурных изменениях его объема, создания и поддержания в 1 контуре требуемого давления во время работы реакторной установки. Компенсатор давления по характеру выполняемых функций является элементом нормальной эксплуатации и выполняет локализующие функции безопасности.
Компенсатор давления (рисунок 2.1.5) представляет собой герметичный сосуд, выполненный в виде сварной неразборной конструкции, и состоит из крышки 1, корпуса 2, днища 3.
В центр крышки вварен патрубок 13, имеющий гнездо для крепления на сварке датчика уровнемера, на нем же расположен патрубок 6 для подачи и отвода газа. Для организации подвода (отвода) воды 1 контура к крышке компенсатора давления приварены патрубки 5 и 12. К патрубку 12 приварена емкость 8 с трубой 7 с размещенным внутри защитным экраном 4. Для исключения вибрации трубы 10, в которую устанавливается уровнемер, к днищу приварен стакан 11, для исключения вибрации трубы подвода-отвода воды установлены хомуты 14, а для исключения вибрации экрана 4 - бобышки. Для установки и крепления компенсатор давления имеет фланец 9.
Газовый компенсатор давления размещен в баке МВЗ, являющейся биологической защитой РУ.
Типичная блочная компоновка судовой РУ показана на рис. 3.1.10. Корпуса реактора 1, парогенераторов 13 и насосов первого контура 7 соединены между собой патрубками в жесткую конструкцию - парогенерирующий блок. Он, а также компенсаторы давления 14, холодильник фильтра 17, фильтр 18 размещены в кессонах бака металловодной защиты 16. Блок крепится на крышке бака опорными лапами 5. Бак с установленным в нем оборудованием и стальными плитами 4 образует основу первичной защиты от излучений за реактором. Над баком и в пространстве между ним и судовыми переборками размещаются трубопроводы 3, 6 систем первого и третьего контуров. Вторичная защита 15 выполнена из бетона, стальных плит и полиэтилена. Пространство 2 под ней - реакторное помещение - герметично. Также герметично и помещение 10 над вторичной защитой, в нем располагаются электродвигатели насосов, приводы органов управления и защиты 9, арматура 8, ресиверные баллоны 12 и др. В этом помещении нет постоянной вахты, но оно доступно для посещения. В обоих помещениях поддерживается разрежение, исключающее возможность выхода радиоактивных веществ за их пределы, а сами они заключены в защитную оболочку 11, окруженную защитным ограждением. Последнее вместе с судовыми конструкциями предохраняет РУ от внешних воздействий и является дополнительным барьером от радиоактивного загрязнения окружающей среды.
|
а) |
|
|
Рис. 2.1.6. Компоновка основного оборудования реакторной установки КЛТ-40 а – продольный разрез; б – вид в плане; 1 – реактор; 2 – реакторное помещение; 3, 6 – трубопроводы систем охлаждения; 4 – стальные плиты бака метало-водной защиты; 5 – опорные лапы парогенерирующего блока; 7 – циркуляционные насосы первого контура; 8 – арматура; 9 – приводы органов управления и защиты; 10 – аппаратное помещение; 11 – защитная оболочка; 12 – ресиверные баллоны; 13 – парогенераторы; 14 – баллоны компенсатора давления; 15 – конструкции вторичной защиты; 16 – бак металловодной защиты; 17 – холодильник фильтра; 18 – фильтр |
Нейтронно-физический расчет был выполнен с помощью программного комплекса WIMS. Активная зона была разбита на 5 зон с использованием картограммы загрузки активной зоны (рис 2.2). Зоны получили следующие названия – ЦЗП (центральная зона профилирования), ОМ-1 (основной массив первый), ОМ-2 (основной массив второй), ЗК (зона комплектации), ПЗП (периферийная зона профилирования). Каждая из зон была гомогенизирована, для чего был произведен расчет содержания каждого материала в зонах. Из-за особенностей ПК WIMS в промежутках между зонами были введены четыре «технические» зоны, представляющие собой слой воды толщиной 1 мм. Полученные значения были подставлены в ПК WIMS. Расчеты приведены ниже.
Рис. 2.2 - Разбиение активной зоны
Исходные данные для
программного комплекса WIMS
* ячейка КЛТ-40С
* ОБЩИЕ ДАННЫЕ
* тип ячейки - гетерогенная ("6"):
CELL 6
* метод расчета - Sn ("1"):
SEQU 1
* число групп - 6:
NGRO 4 4
* сетка:
NMESH 90 90
* число зон - 3:
NREG 9
* число материалов - 6, из них выгорает 5:
NMAT 6 5
PREOUT
* Конец общих данных
* ОСНОВНЫЕ ДАННЫЕ
INIT
* ГЕОМЕТРИЯ
* девять кольцевых зон (9 строк):
ANNU 1 45.696 1
ANNU 2 45.796 6
ANNU 3 71.898 2
ANNU 4 71.998 6
ANNU 5 92.706 3
ANNU 6 92.806 6
ANNU 7 106.451 4
ANNU 8 106.551 6
ANNU 9 128.358 5
* МАТЕРИАЛЬНЫЙ СОСТАВ
MATER 1 -1 550 1 2001 .00203 16 .01621 1010 .00147 91 .00718$
157 .00034 235.4 .00340 2238.2 .00227 3239.1 0. 27 .00665$
29 .00065 58 .00013
MATER 2 -1 530 1 2001 .00219 16 .01749 1010 .00145 91 .00661$
157 .00034 235.4 .00325 2238.2 .00177 3239.1 0. 27 .00589$
29 .00057 58 .00012
MATER 3 -1 520 1 2001 .00205 16 .01637 1010 .00145 91 .00710$
157 .00034 235.4 .00370 2238.2 .00190 3239.1 0. 27 .00657$
29 .00064 58 .00013
MATER 4 -1 510 1 2001 .00208 16 .01663 1010 .00142 91 .00684$
157 .00018 235.4 .00383 2238.2 .00198 3239.1 0. 27 .00682$
29 .00066 58 .00014
MATER 5 -1 500 1 2001 .00295 16 .02373 1010 .00066 91 .00316$
157 .00001 9 .00006 235.4 .00178 2238.2 .00092 3239.1 0. 27 .00317$
29 .00031 58 .00006
MATER 6 -1 300 3 16 0.02432 2001 0.04864
MESH 10 10 10 10 10 10 10 10 10
* объединение групп: 1-5, 6-15, 16-27, 28-69:
FEWG 5 15 27 69
BEGINC
LEAKAGE 5
PUNCH 2
THER 1
VECTOR 5 6
BEGINC
В результате теплогидравлического расчета были получены следующие результаты:
- максимальная температура топлива составляет 650К в случае участка твэла без ребра и 661К в случае участка с ребром. Максимальная рабочая температура данной топливной композиции составляет 883К, следовательно, температура топлива является удовлетворительной
- максимальная температура оболочки составляет 612К и 623К для участка с ребром и без ребра соответственно, при максимально допустимой рабочей температуре оболочки 635К
- температура теплоносителя на выходе из максимально нагруженной ТВС составляет 590К, при температуре насыщения воды при данном давлении 602К, а значит, существует весомый запас по температуре от закипания
- общие потери теплоносителя при движении через ТВС составляют 130 кПа, что является допустимой величиной.
Следовательно, с точки зрения теплогидравлики установка самодистанционирующих твэлов возможна без принципиальных изменений в конструкции ТВС и/или замене конструкционных материалов.
Сводная таблица нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик базовой и модернизированной активных зон.
|
Характеристика |
Базовая активная зона |
Модернизированная активная зона |
|
Номинальная тепловая мощность, МВт |
150 |
150 |
|
Назначенный энергоресурс, 106 МВт-ч |
3.3 |
4.4 |
|
Срок службы до перегрузки, лет |
3 |
3 |
|
Коэффициент размножения в бесконечной среде |
1.4305 |
1.4303 |
|
Площадь поверхности теплосъема, м2 |
219.3 |
242.2 |
|
Средняя плотность теплового потока в активной зоне, Вт/см2 |
68.4 |
61.9 |
|
Гидравлическое сопротивление ТВС, кПа |
124 |
130 |
На основе теплогидравлического и нейтронно-физического расчета можно сделать следующие выводы:
- нейтронно-физические параметры активной зоны меняются крайне незначительно
- тепловые параметры либо не меняются, либо улучшаются (площадь теплосъема, плотность теплового потока)
- гидравлическое сопротивление зоны увеличивается, однако это увеличение незначительно
На основании изложенных выше фактов можно придти к следующему положению – установка твэлов с самодистанционирующим оребрением возможна при минимальном изменении конструкции ТВС и при полном сохранении конструктивных решений всех остальных элементов активной зоны и реакторной установки.
3. Технологическая часть
3.1 Описание конструкции тепловыделяющего элемента.
Тепловыделяющий элемент (твэл) представляет собой цилиндрический стержень, на внешней поверхности которого выполнены четыре дистанционирующих ребра. Описанный диаметр твэла составляет 7.18 мм, наружный диаметр стержня 6.2 мм, толщина оболочки 0.5мм. Для обеспечения самодистанционирования в пучке ребра спирально закручены относительно центральной оси с шагом 300 мм. Керметная топливная композиция выполнена в виде блоков из гранул UO2, диспергированных в силуминовой матрице. Оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава Э-635. Зазор между топливным сердечником и оболочкой заполнен силумином.
3.2 Описание процесса изготовления твэла.
Получение частиц UO2 сферической формы.
Раствор уранилнитрата с концентрацией 500г U на 1 л смешивают с мочевиной, а затем с твердым гексаметилентетрамином. Мочевину вводят для исключения преждевременного образования осадка. Вводимая мочевина снижает активную концентрацию уранил-иона и соответственно скорость гидролиза. Получившийся метастабильный раствор впрыскивают в масло при температуре 90-95 C и в течение нескольких секунд образуются сферические частицы. В частицах метастабильного раствора спонтанно происходит сильно зависящая от температуры реакция затвердевания, определяемая непрерывной полимеризацией ионов с образованием гидроокиси UO2. Первоначальный размер кристаллитов геля (50мкм) увеличивается с помощью промывки горячей водой (до 400-500мкм). После промывки водой гель промывают раствором NH4OH. При нагревании в восстановительной атмосфере продукт теряет гидратную воду. Нагревание проводят в четыре фазы (160, 240, 350 и 500 С). Затем производят спекание полученных частиц при температуре 1350 С.
Получение порошка алюминия.
К порошку алюминия предъявляются жесткие требования в отношении чистоты, особенно в содержании кислорода, так как образование оксидной пленки и, соответственно, ухудшение коэффициента теплопроводности топливной матрицы недопустимо. По этой причине порошок алюминия получают методом расплавления неплавящимся токопроводом в инертной среде. Транспортировка полученного порошка производится так же в среде инертного газа. Следует отметить, что данная фаза технологического процесса изготовления отличается высокой стоимостью.
Изготовление сердечника твэла.
Диспергирование частиц ядерного топлива в материале матрицы – одна из важнейших технологических операций. Необходимо равномерное распределение частиц топлива в материале матрицы. Локальные области в сердечнике твэла с повышенной концентрацией горючего могут стать причиной снижения радиационной стойкости и механической прочностью твэла во время его работы. В областях скопления частиц делящейся фазы будет происходить радиационное повреждение всего объема матрицы вследствие касания или перекрытия областей «порчи», образующихся вокруг топливных частиц. Кроме того, для областей с повышенным содержанием горючего характерно более интенсивное энерговыделение при работе твэла. Неравномерное распределение тепловых потоков внутри сердечника твэла может привести к дифференциальным термическим напряжениям местного происхождения в материале матрицы.
По этой причине равномерное распределение частиц топлива в матрице осуществляют на первой стадии изготовления тщательным перемешиванием порошков в шаровых мельницах.
Затем полученную смесь засыпают в эластичную оболочку (резиновую трубку), помещенную в металлическую перфорированную трубку и подвергают всестороннему гидростатическому давлению в 150МПа в сосуде высокого давления с использованием в качестве рабочей жидкости воды. После этого изделие извлекают из трубки, спекают и подвергают механической обработке с целью исправления формы и обеспечения нужного размера стержня. На этом этапе происходит контроль равномерности распределения топлива в сердечнике.
Полученные брикеты устанавливают в тонкую алюминиевую трубку. С целью обеспечения надежного контакта и разрушения оксидной пленки на поверхности трубки топливные брикеты покрывают порошком кремния, затем обжимают с трубкой при температуре 300С. При этом острые углы и ребра частиц порошка кремния прокалывают оксидную пленку и вступают в контакт с материалом трубки. В результате образуется жидкая фаза, которая после охлаждения прочно соединяет детали твэла.
Сборка твэла.
Сердечник твэла устанавливают в циркониевую трубу, поджимают с нижнего конца, при этом большое внимание уделяют обеспечению плотного контакта на стыке краев. Затем полученную сборку подвергают волочению через фильеру. Фильера с целью получения дистанционирующих ребер имеет сложную форму, и волочение проводят в 5 этапов. Затем твэл закручивают с целью придания ребрам нужного шага. После этого всю сборку помещают в печь и выдерживают некоторое время при температуре рекристаллизации, чтобы получить диффузионное сцепление сердечника с оболочкой.
После этого приступают к установке заглушек. Нижнюю и верхнюю заглушки запрессовывают в нижнюю и верхнюю части твэла соответственно, после чего производят сваривание заглушек методом газо-дуговой сварки в атмосфере гелия из соображений удешевления твэла. Этим объясняется наличие некоторого количества гелия в верхней и нижней полостях твэла.
По завершению всех сборочных операций производят контроль качества изготовления на автоматической линии с помощью установок для контроля герметичности, содержания топлива, качества сварных швов и т.д.
ОПЕРАЦИЯ 005 (лист 1)
ДИСПЕРГИРОВАНИЕ РАСТВОРА ЧЕРЕЗ СОПЛО В ЖИДКУЮ ФАЗУ.
ОПРЕРАЦИЯ 010 (лист 1)
ПРОМЫВКА ГЕЛЯ ГОРЯЧЕЙ ВОДОЙ.
ОПРЕРАЦИЯ 020 (лист 1)
ДВЕ СТАДИИ НАГРЕВА (350С и 500С).
ОПЕРАЦИЯ 030 (лист 1)
ПРОМЫВКА ГЕЛЯ РАСТВОРОМ ЩЕЛОЧИ.
ОПРЕАЦИЯ 035 (лист 1)
ДВЕ СТАДИИ НАГРЕВА (160С И 240С).
ОПЕРАЦИЯ 045 (лист 1)
СПЕКАНИЕ ЧАСТИЦ (Т=1350С).
ОПЕРАЦИЯ 050 (лист 2)
ПОЛУЧЕНИЕ ЧИСТОГО ПОРОШКА АЛЮМИНИЯ.
ОПЕРАЦИЯ 060 (лист 2)
СМЕШИВАНИЕ ПОРОШКОВ МЕТАЛЛОВ И UO2 В ШАРОВОЙ МЕЛЬНИЦЕ.
ОПЕРАЦИЯ 070 (лист 2)
ЗАСЫПАНИЕ СМЕСИ ПОРОШКОВ В РЕЗИНОВУЮ ТРУБУ.
ОПЕРАЦИЯ 080 (лист 2)
ГИДРОСТАТИЧЕСКОЕ ПРЕССОВАНИЕ.
ОПЕРАЦИЯ 085 (------)
ИЗВЛЕЧЕНИЕ СПРЕСОВАННОГО БРИКЕТА.
ОПЕРАЦИЯ 090 (лист 2)
СПЕКАНИЕ СЕРДЕЧНИКАВ ИНЕРТНОЙ АТМОСФЕРЕ.
ОПЕРАЦИЯ 100 (лист 2)
УВЛАЖНЕНИЕ ПОВЕРХНОСТИ СЕРДЕЧНИКА, НАНЕСЕНИЕ КРЕМНИЕВОГО ПОРОШКА, СУШКА.
ОПЕРАЦИЯ 105 (лист 3)
УСТАНОВКА СЕРДЕЧНИКА В АЛЮМИНИЕВУЮ ТРУБУ.
ОПЕРАЦИЯ 110 (лист 3)
УСТАНОВКА СЕРДЕЧНИКА В ЦИРКОНИЕВУЮ ОБОЛОЧКУ.
ОПЕРАЦИЯ 115 (лист 3)
ВОЛОЧЕНИЕ ЧЕРЕЗ ФИЛЬЕРУ, ЗАКРУЧИВАНИЕ ТРУБЫ.
ОПЕРАЦИЯ 120 (лист 3)
ЗАПРЕССОВКА НИЖНЕЙ ЗАГЛУШКИ.
ОПЕРАЦИЯ 125 (лист 3)
СВАРКА ШВА №1 ГАЗО-ДУГОВОЙ СВАРКОЙ.
ОПЕРАЦИЯ 130 (лист 3)
УСТАВНОВКА ВЕРХНЕЙ ЗАГЛУШКИ.
ОПЕРАЦИЯ 135 (лист 3)
СВАРКА ШВА №2 ГАЗО-ДУГОВОЙ СВАРКОЙ.
4. Экономическая часть.
С целью определения экономического эффекта от модернизации был проведен расчет годового эффекта и изменения цены продукции АТЭС ММ после замены гладких твэлов твэлами с оребрением и последующим увеличением срока службы активной зоны с 3 до 4 лет.
4.1 Структура отпускной цены продукции АТЭС
Отпускная цена продукции АТЭС (кВт-ч) имеет следующую структуру:
- капитальные затраты;
- эксплуатационные затраты;
- топливные затраты;
Модернизация РУ окажет влияние на лишь топливную составляющую структуры себестоимости вырабатываемой электроэнергии, так как эксплуатационные затраты (персонал, налоги и т.д.), как и капитальные (затраты на строительство ПЭБ без активной зоны) остаются неизменными.
4.2 Состав отпускной цены продукции базовой АТЭС
Таблица 4.2.1.
Затраты, не изменяющиеся при модернизации.
|
Эксплуатационные затраты (постоянные) |
млн. руб. |
|
|
Затраты на ГСМ |
2,34 |
ежегодно |
|
Содержание работников |
65,21 |
ежегодно |
|
в том числе: |
|
|
|
Оплата труда |
58,22 |
ежегодно |
|
Страхование работников |
6,99 |
ежегодно |
|
Затраты на ремонт основных средств |
139,83 |
ежегодно |
|
в том числе: |
|
|
|
ТО и текущий ремонт |
13,58 |
ежегодно |
|
Формирование резерва на финансирование капитального ремонта |
126,25 |
ежегодно |
|
Налоги в составе себестоимости: |
23,80+налог на имущество |
ежегодно |
|
в том числе: |
|
|
|
ЕСН |
20,73 |
ежегодно |
|
Налог на землю |
0,15 |
ежегодно |
|
Платежи на охрану окружающей среды |
2,92 |
ежегодно |
|
Прочие |
ежегодно |
|
|
в том числе: |
|
|
|
Плата за пользование водными ресурсами |
17,91 |
ежегодно |
|
Формирование резерва на обеспечение вывода из эксплуатации |
1,3 % от выручки |
ежегодно |
|
Страхование имущества и ответственности |
7,62 |
ежегодно |
|
Услуги по охране |
0,72 |
ежегодно |
|
Затраты на обеспечение физзащиты, учета и контроля ядерных материалов |
1,85 |
ежегодно |
|
Командировочные расходы |
0,55 |
ежегодно |
|
Обеспечение нормальных условий труда и ТБ |
2,43 |
ежегодно |
|
Подготовка и переподготовка кадров |
1,17 |
ежегодно |
|
Представительские расходы (в пределах нормативов) |
2,33 |
ежегодно |
|
Расходы на связь |
1,01 |
ежегодно |
|
Питание экипажа на вахте |
3,21 |
ежегодно |
|
Обмундирование экипажа |
0,09 |
ежегодно |
|
Обеспечение медицинских услуг |
0,58 |
ежегодно |
|
Обеспечение пожарной безопасности |
8,19 |
ежегодно |
|
Другие |
4,63 |
ежегодно |
|
Итого (без учета налога на имущество) |
512,30 |
|
Таблица 4.2.2.
Затраты, изменяющиеся при модернизации.
|
Топливные затраты (переменные) |
||
|
Стоимость ядерного топлива (две зоны по 3,3 млн. МВт-ч) |
395,93 |
единоразово (4 раза за 12 лет) |
|
Стоимость перегрузки двух активных зон |
5,20 |
единоразово (4 раза за 12 лет) |
|
Стоимость доставки двух активных зон |
2,92 |
единоразово (3 раза за 12 лет) |
Стоимость ядерного топлива.
LЯ.Т.баз= LАкт.З.баз *2*4=1581.2 млн. рублей.
Стоимость перегрузки активной зоны.
Lперегрузбаз=Lперегруз*4=20.8 млн. рублей.
Стоимость доставки активной зоны.
Lдоставкибаз=Lдоставки*4=11.68 млн. рублей.
4.3 Оценка затрат при модернизации активной зоны.
Затраты при модернизации активной зоны будут вызваны увеличением стоимости изготовления твэлов. Однако затраты будут уменьшены за счет отказа от дистанционирующих решеток. Себестоимость изготовления стандартной и модернизированной активных зон представлены на таблицах.
Таблица 4.3.1.
Себестоимость изготовления базовой ТВС.
|
Наименование |
Ед. изм. |
Кол. |
Цена |
Сумма |
|
1.Сырье и основные материалы |
кг |
|||
|
Уран в порошке 40% |
- |
2,2222 |
68000 |
151110 |
|
Возвратные отходы |
- |
0,7133 |
63000 |
44938 |
|
Потери |
- |
0,0089 |
||
|
Итого: |
- |
1,5 |
106172 |
|
|
Труба 6,2*5,7 Э-635 |
м |
57,1 |
696 |
39742 |
|
Концевые детали |
руб. |
14820 |
||
|
Заглушка 960.01.004 |
шт. |
57 |
130 |
7410 |
|
Заглушка 960.01.004-02 |
- |
57 |
130 |
7410 |
|
Труба 60*0.8 Э-635 |
м |
3 |
14100 |
423000 |
|
Детали для сборки |
руб. |
95000 |
||
|
Прочие материалы |
- |
2000 |
||
|
Итого: |
- |
194032 |
||
|
Всего сырья и материалов |
- |
300203 |
||
|
2. Энергозатраты |
||||
|
Пар |
Гкал |
1,23 |
405 |
498 |
|
Вода артезианская |
куб.м. |
9,8 |
8 |
78 |
|
Электроэнергия |
квт.час |
744 |
1,45 |
1079 |
|
Итого: |
руб. |
1655 |
||
|
3. Зарплата основная |
- |
105 |
106 |
11130 |
|
4. ЕСН |
- |
0,26 |
2894 |
|
|
5. Спецрасходы |
- |
24000 |
||
|
6. Цеховые и общехозяйственные расходы |
- |
65000 |
||
|
Производственная себестоимость |
- |
404882 |
||
|
ИТОГО НА АКТИВНУЮ ЗОНУ |
шт. |
241 |
97576670 |
Проведем расчет изменения себестоимости изготовления модернизированной ТВС.
Ввиду того, что материалы, требуемые для изготовления ТВС, останутся изменятся незначительно, изменения коснутся лишь самого процесса изготовления.
В базовом варианте для изготовления требовалось 105 человеко-часов. Зададимся коэффициентом усложнения X=1.4. Тогда затраты на заработную плату рабочим будут составлять:
tизг.раб. =105*1.4=147 часов.
Lизг.раб. =147*106=15582 руб.
Определим социальный налог.
K= Lизг.раб*0.265=4129 руб.
Используя коэффициент усложнения X=1.4, определим цеховые и общехозяйственные расходы:
Lпроизв=65000*1.4=91000 руб.
Полученный результат сведем в таблицу 4.3.2.
Таблица 4.3.2
Себестоимость изготовления модернизированной ТВС.
|
Наименование |
Ед. изм. |
Кол. |
Цена |
Сумма |
|
1.Сырье и основные материалы |
кг |
|||
|
Уран в порошке 40% |
- |
2,2222 |
68000 |
151110 |
|
Возвратные отходы |
- |
0,7133 |
63000 |
44938 |
|
Потери |
- |
0,0089 |
||
|
Итого: |
- |
1,5 |
106172 |
|
|
Труба 6,8*5,75 Э-635 * |
м |
57,1 |
850 |
48535 |
|
Концевые детали |
руб. |
14820 |
||
|
Заглушка 960.01.004 |
шт. |
57 |
130 |
7410 |
|
Заглушка 960.01.004-02 |
- |
57 |
130 |
7410 |
|
Труба 60*0.8 Э-635 |
м |
3 |
14100 |
423000 |
|
Детали для сборки * |
руб. |
85000 |
||
|
Прочие материалы |
- |
2000 |
||
|
Итого: |
- |
182771 |
||
|
Всего сырья и материалов |
- |
298943 |
||
|
2. Энергозатраты |
||||
|
Пар |
Гкал |
1,23 |
405 |
498 |
|
Вода артезианская |
куб.м. |
9,8 |
8 |
78 |
|
Электроэнергия * |
квт.час |
931 |
1,45 |
1350 |
|
Итого: |
руб. |
1926 |
||
|
3. Зарплата основная * |
- |
147 |
106 |
15582 |
|
4. ЕСН |
- |
0,26 |
4129 |
|
|
5. Спецрасходы |
- |
24000 |
||
|
6. Цеховые и общехозяйственные расходы * |
- |
91000 |
||
|
Производственная себестоимость |
- |
435506 |
||
|
ИТОГО НА АКТИВНУЮ ЗОНУ |
шт. |
241 |
104956946 |
* выделены составляющие, стоимость которых изменилась по сравнению с базовым вариантом.
Таким образом, стоимость изготовления ТВС увеличилась на 31 тысячу рублей, или на 7,6%. В перечете на активную зону (241 ТВС) увеличение стоимости составляет 7,47 млн. рублей.
4.4 Оценка выгоды от модернизации.
Теперь рассчитаем выгоду от модернизации. В расчетах будем исходить из предположения, что срок службы шахты реактора и сопутствующего оборудования можно увеличить без значительных изменений ее конструкции. Рассмотрим составляющие стоимости активной зоны.
Учтем в стоимости ТВС прибыль изготовителя. Стандартной прибылью ОАО «ТВЭЛ» является χ=15%. Таким образом, стоимость ТВС будет следующая:
LТВС.баз=97.57*(1+1* χ)=112,2 млн. рублей.
LАкт.З.баз=197.9 млн. рублей, из них стоимость 241 ТВС – 112.2 млн. рублей. Следовательно, стоимость остальных элементов будет составлять
Lшахты= LАкт.З.баз – LТВС.баз
Lшахты=85.7 млн. рублей.
Определим стоимость модернизированной активной зоны.
LАкт.З.модерн= Lшахты + LТВСмодерн*(1+1* χ)
LАкт.З.модерн=206.39 млн. рублей.
Составим таблицу топливных затрат, связанных с модернизацией, с учетом того, что затраты на транспортировку и перегрузку одной активной зоны останутся неизменными.
Таблица 4.4.1
|
Топливные затраты |
||
|
Стоимость ядерного топлива (две активных зоны по 4,4 млн. МВт-ч) |
412,72 |
единоразово (3 раза за 12 лет) |
|
Стоимость перегрузки двух активных зон |
5,20 |
единоразово (3 раза за 12 лет) |
|
Стоимость доставки двух активных зон |
2,92 |
единоразово (2 раза за 12 лет) |
Определим топливные затраты модернизированной АТЭС за весь срок службы до капитального ремонта (12 лет, или 3 перегрузки активной зоны) с учетом того, что на одном ПЭБ (плавучий энергоблок) установлены 2 реактора.
Стоимость ядерного топлива.
LЯ.Т.модерн= LАкт.З.модерн *2*3=1238.16 млн. рублей.
Стоимость перегрузки активной зоны.
Lперегрузмодерн=Lперегруз*3=15.6 млн. рублей.
Стоимость доставки активной зоны.
Lдоставкимодерн=Lдоставки*3=8.76 млн. рублей.
Составим сравнительную таблицу эксплуатационных затрат за весь срок службы для базового и модернизированного вариантов.
Таблица 4.4.2
|
Тип затрат |
базовый вариант |
модернизированный вариант |
|
Стоимость ядерного топлива |
1581.2 |
1238.16 |
|
Стоимость перегрузки двух активных зон |
20.8 |
15.6 |
|
Стоимость доставки двух активных зон |
11.68 |
8.76 |
|
Итого |
1613.68 |
1256.22 |
4.5 Изменение в отпускной цене продукции АТЭС.
Определим базовую стоимость цены продукции АТЭС (кВт-ч).
За 3 года базовый вариант АТЭС выдает
NАкт.Збаз= 3.3 млн. МВт-ч.
Значит, годовой выход электроэнергии
Nгодбаз = 1.1 млн. МВт-ч.
Из таблиц 1 и 6 возьмем годовые затраты.
LАЭСбаз=512.3+134.47=646.77 млн. рублей.
Следовательно, базовая себестоимость вырабатываемой электроэнергии будет равна:
Sбаз= LАЭСбаз/ Nгодбаз
Sбаз=0.59 руб./кВт-час
Определим стоимость цены продукции АТЭС (кВт-ч) после модернизации.
За 4 года модернизированный вариант АТЭС выдает
NАкт.Змодерн= 4.4 млн. МВт-ч.
Значит, годовой выход электроэнергии
Nгодмодерн = 1.1 млн. МВт-ч.
Из таблиц 1 и 6 возьмем годовые затраты.
LАЭСмодерн=512.3+104.67=616.97 млн. рублей.
Следовательно, базовая себестоимость вырабатываемой электроэнергии будет равна:
Sмодерн= LАЭСмодерн/ Nгодмодерн
Sмодерн=0.56 руб./кВт-час
Тогда годовой эффект:
Эгод=( Sба -Sмодерн з)* Nгод=(0.59-0.56)*1.1*10е9=33 млн. рублей.
Вывод: предложенный вариант модернизации активной зоны позволяет уменьшить топливные затраты за весь срок службы ПЭБ до капитального ремонта на 357.46 млн. рублей, или на 22%, снизить себестоимость 1 кВт-ч на 0.03 рубля, или на 5% и получить годовой эффект в 33 млн. рублей.
5. Экологическая часть
В экологической части дипломного проекта был проведен анализ опасных и вредных факторов с точки зрения экологии окружающей среды и охраны труда. Перечислены применяемые в проекте меры борьбы с этими факторами. Выполнен предварительный анализ последствий аварии (разрыв трубопровода 2 контура).
5. 1 Анализ опасных и вредных факторов.
Перечень опасных и вредных факторов для плавучего энергоблока с РУ КЛТ–40С
5.2 Меры по обеспечению безопасности
Давление
Теплоноситель первого контура (вода) проектируемой реакторной установки находится под давлением 12.7 МПа.
Это давление передается на детали корпуса реактора (днище, обечайка, крышка, шпильки, скрепляющие крышку и корпус), а также на трубопроводы, служащие для передачи теплоносителя из реактора в парогенератор и циркуляционный насос первого контура и обратно (по схеме труба в трубе). Для обеспечения герметичности разъемного соединения “крышка – корпус” применяются кольцевые никелевые прокладки.
Для проверки на прочность необходимы гидравлические испытания корпуса реактора и трубопроводов для проверки его герметичности и прочности.
Проверка на герметичность производится 30%-ой гелиево-воздушной смесью. Проверка на прочность производится водой.
Давление воды в корпусе, трубопроводе следует поднимать до пробного давления испытания со скоростью подъема давления не более 1 атм. в минуту.
При достижении давления, равного 0,3 и 0,6 от пробного давления, а также при рабочем давлении, необходимо прекратить повышение давления и провести промежуточный осмотр и проверку наружной поверхности корпуса, трубопровода.
Под пробным давлением корпус, трубопровод должен находиться в течение не менее 5 минут, после чего давление постепенно снижают до расчетного, при котором проводят осмотр наружной поверхности корпуса (трубопровода). Продолжительность испытания не менее 12 часов.
Давление для испытаний определяется в соответствии с ГОСТ 14202-80 по зависимости:
Температура.
Температура теплоносителя первого контура на выходе из активной зоны достигает значения 310 ºС. Для обеспечения безаварийной работы установки применяются:
Ионизирующие излучения.
Характерной особенностью проектируемой реакторной установки является то, что работает она в достаточно мягком спектре, т.е. производит нейтроны тепловой части спектра, а также сопутствующее гамма-излучение. Данные излучения пагубно влияют на конструкционные материалы, приводя к ухудшению их прочностных характеристик. Радиоактивное излучение представляет опасность для здоровья и жизни людей.
Поэтому для защиты и продления ресурса корпуса реактора в конструкции установки предусмотрены радиальные, нижние защитные экраны (они же исполняют роль тепловых). А для снижения радиационного воздействия на обслуживающий персонал – верхняя биологическая защита, бак метало-водной защиты и защитная оболочка. Для защиты персонала, работающего в реакторном зале, предусмотрена биологическая защита (рассматривается персонал группы А). удовлетворяющие НРБ-99 (20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год).
Биологическая защита (БЗ) обеспечивает защиту персонала и окружающей среды от радиационного излучения путем снижения уровней излучения за её пределами до допустимых значений.
Бак металло-водной защиты (МВЗ) с установленным на нем оборудованием 1 контура является первичной защитой от всех источников гамма-нейтронного излучения, выполненной на основе воды и стали. Бак МВЗ представляет собой герметичную коробчатую конструкцию с плоскими стенками, цилиндрическими кессонами, ребрами жесткости, опорными свя зями и патрубками подвода-отвода охлаждающей среды. Весь объем бака, кроме сухих кессонов, заполнен водой 3 контура и стальными плитами (защитными экранами). Конструкция бака МВЗ обеспечивает крепление съемных и несъемных блоков сухой биологической защиты.
Для уменьшения массогабаритных характеристик реакторной установки часть элементов защиты перенесена во внутрь защитной оболочки 1 и расположена по всему периметру бака МВЗ на высоте выступающих из бака металловодной защиты частей ПГБ. Эта защита представляет собой корпусные конструкции, заполняемые серпентинитовым бетоном с карбидом бора, и стальные плиты.
Сухая БЗ, расположенная над крышей бака МВЗ по всему горизонтальному се чению 30, образует герметичный настил, состоящий из отдельных блоков, и является вторичной после бака МВЗ защитой от гамма-нейтронного излучения оборудования и трубопроводов 1 контура. Разделение герметичного настила на отдельные, в том числе съемные блоки, обеспечивает возможность проведения ремонтов или замены оборудования.
Съемные блоки сухой БЗ разделены по высоте на два яруса (верхний и нижний) установлены на тавровых ┴-образных рамных конструкциях, закрепленных одной стороной на опоре центрального блока, а двумя другими – на периферийных пиллерсах. Гарантированные минимальные зазоры между съемными и несъемными блоками обеспечиваются закладными пластинами, обрабатываемыми по фактическим размерам.
Защита от излучения верхних частей парогенераторов, выступающих над настилом блоков, обеспечивается защитными колпаками 26, стенки и крышки которых состоят из слоев стали, бетона и теплоизоляции с тонкостенной облицовкой.
Съемная крышка колпака ПГ обеспечивает, при необходимости, доступ к верхней части парогенератора для проведения ремонтных работ.
В блоках БЗ выполнены цилиндрические или прямоугольные люки 27 для обеспечения доступа в реакторное помещение с целью проведения освидетельствования оборудования и трубопроводов, лючки с целью осмотра реакторного помещения с по мощью перископов.
Проточные части арматуры 1 контура заключены в стальные, выполненные из отдельных плит, разборные выгородки (расположение которых описано выше), обеспечивающие надежную защиту от излучений и минимальный объем демонтажно-монтажных работ при проведении технического обслуживания, ремонте или замене арматуры.
Для уменьшения уровней излучений между отдельными блоками предусмотрено перекрытие монтажных зазоров. В верхнем слое блоков БЗ установлена теплоизоляция с тонкостенной облицовкой, замыкающейся на пояса теплоизоляции оборудова ния.
Дальнейшее снижение уровней излучения за пределами реакторного и аппаратного помещений обеспечивается установкой БЗ на стенках, крыше и днище 30. БЗ на стенках 30 состоит из стали и бетона.
Защитная оболочка герметична и содержит обратный клапан для затопления ЗО, служащий для разгрузки защитной оболочки от недопустимого внутреннего напряжения.
Радиационная защита обеспечивает требуемые нормативной документацией уровни излучения за пределами ЗО. Конструкция БЗ, расположенной внутри защитной оболочки, позволяет проводить ремонтные работы, перегрузку активной зоны реактора, замену и освидетельствование оборудования.
Используемые в БЗ материалы – сталь, бетон и вода являются радиационно-стойкими и сохраняют свои защитные свойства при длительном воздействии излуче ний и высоких температур.
Радиоактивные материалы:
В качестве топливного материала в проектируемой реакторной установке применяется оксид UO2, также в ходе работы реактора образуются радиоактивные продукты деления – твердые и газообразные. Твэлы используются стержневого типа с оболочками из циркониевого сплава Э-635. Оболочка в пределах рабочих температур удерживает продукты деления (как летучие, так и твердые). Для накопления газообразных продуктов деления в конструкции твэл предусмотрена газовая полостью
Вода, как теплоноситель, непосредственно контактирующий с топливными элементами в активной зоне, активируется при наличии в ней примесей (продукты коррозии). Для очистки теплоносителя от примесей и поддержания необходимого воднохимического режима в составе реакторной установки применяются фильтры.
Корпус реактора, также носит функцию локализации радиоактивных материалов (в случае аварии).
Для компенсации реактивности и предотвращения реактивностных аварий предусмотрена СУЗ (система управления и защиты). Каждая ТВС имеет по 6 вертикальных каналов, в которых перемещаются стержни с поглотителем.
Для полной остановки реактора, удержания в подкритическом состоянии и длительного расхолаживания в случае аварии и при перегрузке предусмотрена система залива активной зоны борированной водой, которая обеспечит приемлемый уровень радиации в реакторном зале при открытой крышке реактора.
Последним барьером (после оболочек твэл, герметичного первого контура) на пути распостранения радиоактивности в окружающую среду является защитная оболчка, описанная выше.
Электрический ток.
В проектируемой реакторной установке для перемещения стержней регулирования используются электрические приводы, которые расположены на наружной поверхности крышки корпуса реактора. Рабочие параметры привода: напряжение 110 В, частота тока 400 Гц.
Для защиты персонала при взаимодействии с электрооборудованием токопроводящие элементы приводов изолированы. Таким образом, напряжения прикосновения и токи, протекающие через тело человека , удовлетворяют ГОСТ 12.1.038-82: для продолжительности воздействия тока более 1 с - напряжение не более 36 В, ток не более 8 мА.
Пожарная опасность.
В соответствии со СНиП II-2-80 материалы, применяемые в разрабатываемой реакторной установке, относятся к группе «несгораемые» (под действием огня или высоких температур не возгораются и не обугливаются).
В соответствии со СНиП II-2-80 реакторная установка относится к производству «категории Г» (используются негорючие вещества и материалы в горячем, раскаленном или расплавленном состоянии, а также твердые вещества, которые сжигаются или утилизируются в качестве топлива).
Экология.
С точки зрения влияния проектируемой реакторной установки на окружающую среду можно выделить следующие аспекты:
Чрезвычайные ситуации.
К чрезвычайным ситуациям, которые могут повлиять на безопасность работы реакторной установки можно отнести:
ПЭБ спроектирован для условий прибрежного размещения. Подразумевается, что строительные конструкции ПЭБ обеспечивают защиту РУ от тяжелых внешних воздействий: ураганов, цунами, падения самолетов и т.п.
ПЭБ должен сохранять работоспособность после воздействия землетрясения, интенсивностью до 8 баллов по международной шкале MSK-64. При землетрясениях свыше 8 баллов по шкале MSK-64 или иных техногенных воздействиях, включая падение самолета, должен быть обеспечен автоматический останов РУ и перевод ее в безопасное состояние, гарантирующее не превышение эксплуатационного предела повреждения твэлов. Остановка реактора и его длительное расхолаживание происходит без выхода активности за пределы реактора. Это обеспечивается различными системами безопасности, срабатывающими по совершенно разным параметрам, для повышения надежности используется резервирование каналов поступления сигналов.
Прочность обстройки рассчитана на падение вертолета К-32 или Ми-8 массой 11 т при скорости 15 м/с или с высоты 10 м при посадке.
Чрезвычайная ситуация может возникнуть из-за ошибки оператора, управляющего реактором. Системами безопасности предусмотрено: если в результате ошибки оператора реактор был доведен до опасного состояния, и сработала аварийная защита, автоматика не позволит вмешаться человеку в процесс остановки, т.е. какое-то время оператор не сможет пользоваться ручным управлением.
Вывод.
Разрабатываемая установка отвечает необходимым требованиям и при обеспечении необходимой степени надежности при проектировании и изготовлении, а также при соблюдении соответствующих правил эксплуатации и организационных мер по обеспечению безопасности, является экологически безопасной и безвредной для здоровья и жизнедеятельности людей.
5.3 Анализ возможной аварии.
Несмотря на все вышеописанные меры, возможность аварии нельзя исключать. По этой причине неотъемлемой частью любого проекта реакторной установки является анализ возможных аварий. Одной из типичных аварий, рассматриваемых в доступной литературе, является разгерметизация трубопроводов как первого, так и второго контуров. Особенностью РУ КЛТ-40 является то, что трубопровод 1ого контура считается равнопрочным с корпусом реактора, поэтому возможность его разрыва в рамках проектных аварий не учитывается. Разгерметизация трубопровода второго контура неизбежно приводит к выходу теплоносителя в окружающее пространство. Несмотря на все меры, возможно попадание радиоактивной воды в окружающую среду. В данной работе будет проведен расчет активности воды второго контура (питательной воды).
Вода второго контура является радиоактивной по следующим причинам:
- негерметичность парогенератора, из-за чего происходит попадание воды первого контура во второй;
- облучение воды второго контура водой первого контура в парогенераторе (в данном случае среды разделены лишь трубками парогенератора, имеющими толщину лишь 1-2мм);
- облучение воды второго контура конструкционными материалами парогенератора;
- облучение воды второго контура непосредственно реакторными потоками нейтронов;
Ввиду особенностей конструкции РУ КЛТ-40 (парогенератор находится в непосредственной близости от реактора) значение последнего фактора в активации воды второго контура в проектируемой РУ будет значительным. Влияние первого фактора целиком зависит от качества изготовление парогенератора и поэтому не может быть рассмотрено в рамках данного дипломного проекта. Второй и третий фактор имеют малое значение по сравнению с последним, поэтому рассматриваться не будут.
Итак, активность воды второго контура зависит лишь от реакторного излучения. Определим поток нейтронов на стенку парогенератора с помощью программного комплекса Anisn-BMSTU. Исходные данные для расчета представлены на рисунке 5.3 и таблице 5.3.1.
Рис. 5.3
Защитная композиция.
|
Номер материала |
Сорт материала |
Толщина материала |
|
2 |
сталь 08Х18Н10Т |
5 |
|
3 |
вода |
5 |
|
4 |
железно-водная защита (ЖВЗ 50%) |
20,5 |
|
5 |
вода |
2 |
|
6 |
сталь 15Х2МФА |
16 |
|
7 |
ЖВЗ 20% |
80 |
|
8 |
сталь 12МХ |
8 |
Таблица 5.3.1
Состав и толщины материалов.
С помощью указанных данных в программном комплексе Anisn-BMSTU был произведен расчет потоков нейтронов и гамма-квантов на трубки парогенератора (расчетная точка). Результат приведен в графике на листе.
Под действием реакторного излучения в парогенераторе будет происходить активация ядер, входящих в состав воды второго контура, обусловленная реакциями поглощения нейтронов (n, γ), (n,p). В результате таких реакцию будут образовываться элементы, которые и обуславливают активность воды. Список элементов и реакций активации приведен в таблице 5.3.2.
|
Реакция активации |
Период полураспада образовавшегося радионуклида |
Энергия излучения, МэВ |
|
16О(n, p) 16N |
7,38 с |
6,13 (γ) |
|
17О(n, p) 17N |
4,17 с |
1,00 (n) |
|
23Na(n, γ) 24Na |
14,9 ч |
1,37; 2,75 (γ) |
Таблица 5.3.2
Реакции ядер элементов, входящих в состав воды второго контура.
Первые две реакции (на 16 и 17 кислороде соответственно) отличаются малом периодом полураспада (4-7 секунды), что практически нейтрализует их влияние на активность воды в случае попадания ее в окружающую среду. В этих условиях основной вклад в активность воды второго контура будет привносить реакция активации ядер натрия. Причины этого следующие. Во первых, сечение активации для этого элемента на 4 порядка превышает сечения активации для кислорода. Во вторых, сравнительно высокая энергия гамма-излучение вкупе с большим периодом полураспада будет долго оказывать влияние на радиационную обстановку. По описанным выше причинам натрий входит в состав элементов, содержание которых в питательной воде регламентируется ВХР (водно-химический режим) АЭС. Предел концентрации натрия в воде составляет 2мг/л. Проведем расчет активности воды, используя имеющиеся данные.
Соотношение для удельной объемной активности радионуклидов, образовавшихся в результате активации элементов, входящих в состав теплоносителя второго контура, выглядит следующим образом:
Принимаем, что авария произошла после достаточно длительной эксплуатации, когда<<1. Тогда возможно достижение равновесной удельной объемной активности:
В данном случае мы имеем дело с долгоживущим радионуклидом, то есть lT<<1, то есть равновесная удельная объемная активность не меняется по длине контура и зависит от отношения времени движения теплоносителя через парогенератор к периоду циркуляции:
где Ia – интеграл активации
- плотность потока нейтронов с энергией . Натрий активируется тепловыми нейтронами, что соответствует линии графика.
- макроскопическое сечение образования ядер радионуклидов для энергии нейтронов .
где - микроскопическое сечение активации, N – ядерная концентрация
где - плотность, 971 , - число Авогадро,
- концентрация Na в воде, , - атомная масса, 23.
Определим интеграл активации:
Отношением времени движения теплоносителя через ПГ к периоду циркуляции зададимся:
Определим объемную активность теплоносителя второго контура :
Во внесистемных единицах измерения активность будет выглядеть как:
Масса воды второго контура:
Значит, активность всего второго контура будет составлять
или
Данное значение соответствует «Требованиям по ограничению активности, выбрасываемой в окружающую среду в условиях проектной аварии» ПН АЭГ 89 и не требует дорогостоящих мер по переселению населения прилежащих территорий.
Предположим, что при аварии 1/3 всего теплоносителя второго контура попадет в окружающую среду. Тогда активность, попавшая в окружающую среду, будет равна:
Заключение.
Сводная таблица нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик базовой и модернизированной активных зон.
|
Характеристика |
Базовая активная зона |
Модернизированная активная зона |
|
Номинальная тепловая мощность, МВт |
150 |
150 |
|
Назначенный энергоресурс, 106 МВт-ч |
3.3 |
4.4 |
|
Срок службы до перегрузки, лет |
3 |
3 |
|
Коэффициент размножения в бесконечной среде |
1.4305 |
1.4303 |
|
Площадь поверхности теплосъема, м2 |
219.3 |
242.2 |
|
Средняя плотность теплового потока в активной зоне, Вт/см2 |
68.4 |
61.9 |
|
Гидравлическое сопротивление ТВС, кПа |
124 |
130 |
На основе теплогидравлического и нейтронно-физического расчета можно сделать следующие выводы:
- нейтронно-физические параметры активной зоны меняются крайне незначительно
- тепловые параметры либо не меняются, либо улучшаются (площадь теплосъема, плотность теплового потока)
- гидравлическое сопротивление зоны увеличивается, однако это увеличение незначительно
На основании изложенных выше фактов можно придти к следующему положению – установка твэлов с самодистанционирующим оребрением возможна при минимальном изменении конструкции ТВС и при полном сохранении конструктивных решений всех остальных элементов активной зоны и реакторной установки.
В технологической части была разработана технология изготовления твэла с самодистанционирующимся оребрением для модернизированной активной зоны.
В экономической части был проведен расчет годового экономического эффекта от модернизации и рассчитана себестоимость единицы продукции ПЭБ на базе РУ с модернизированной активной зоной. Был сделан вывод, что годовой эффект ощутим, а следовательно, модернизация экономически оправдана.
В экологической части был произведен анализ вредных факторов, связанных с работой реакторной установки, проведен анализ последствий возможной аварии и сделан вывод о безопасности эксплуатации реакторной установки.
Список использованных источников
13. Интернет-сайт Федерального агентства по атомной энергии www.minatom.ru
53