Материал: Атомные станции теплоснабжения. учебное пособие. Мелькумов В.Н., Чуйкин С.В

При­мерная схема генерального плана ACT показана на рис. 6.1.

Рис. 6.1. Схема генерального плана атомной станции теплоснабжения:

1 – главный корпус; 2 – вентиляционная труба; 3 – подстанция; 4 – брызгальный бассейн;

5 – дизель-генераторная станция; 6 – компрессорная, гараж; 7 – резервуар технической воды;

8 – водонапорные сооружения; 9 – кислородно-ацетиленовая установка;

10 – насосная хозяйственно-бытовых стоков

Генеральный план разрабатывается в соответствии с требованиями строительных норм и правил, норм технологического проектирования тепловых станций и санитарных правил по проектированию атомных станций.

Все производственные объекты, здания и помещения в них разде­ляются, как уже было сказано, на зону строгого режима и зону сво­бодного режима. При разработке генерального плана разделение на зо­ны является обязательным. Здания зоны строгого режима, в которых может произойти выделение радиоактивных газов и аэрозолей, распола­гают с подветренной стороны к зоне свободного режима (административный корпус, мастерские, столовая, здравпункт и т.д.). При разработке генерального плана ACT должны быть найдены оп­тимальные решения по безопасности, удобству эксплуатации, затратам на сооружение станции. Для оценки генерального плана используются показатели: удельная площадь, ограниченная оградой, Га/100 МВт; коэффициент застройки – доля площади, занятой зданиями; коэффи­циент использования – доля площади, занятой зданиями и сооружениями.

Контрольные вопросы

1. Назовите основные факторы, которыми руководствуются при выборе места строительства атомных станций теплоснабжения.

2. На каком расстоянии от потребителя осуществляют строительство атомных станций теплоснабжения?

3. Где наблюдается наиболее целесообразное строительство атомных станций теплоснабжения?

4. Для чего служит санитарно-защитная зона вокруг атомных станций?

5. Где должна располагаться атомная станция теплоснабжения?

6. На какие зоны разделяются производственные объекты, здания и помещения атомных станций?

7. Приведите при­мерную схему генерального плана атомной станции теплоснабжения.

7. Требования по безопасной работе ядерных реакторов

В целях одинаковой оценки чрезвычайных ситуаций, связанных с аварийными радиационными выбросами в окружающую среду на атомных станциях и установках, была предложена международная шкала ядерных событий. Данная шкала применяется к любому не штатному событию, связанному с применением, перевозкой и хранением радиоактивных материалов и источников излучения. Международная шкала ядерных событий предусматривает восемь уровней и три области воздействия (табл. 7.1).

Таблица 7.1

Международная шкала ядерных событий

Окончание табл. 7.1

Как отмечалось ранее, одной из главных задач, рассматриваемых при сооружении и эксплуатации ядерных реакторов, является обеспечение их безопасной работы. Особенно остро данная проблема возникает при условии близкого расположения потребителя энергии от атомных станций. Энерговыделение в ядерном реакторе, обусловленное цепной реакцией деления, практически не зависит от теплоотвода. Кроме того, цепная реакция весьма чувствительна к малейшим изменениям реактивности и при ее положительном значении может развиваться чрезвычайно быстро [16]. В процессе работы в реакторе накапливается значительное количество радиоактивных продуктов деления, активируются как теплоноситель, так и другие элементы, располагаемые в поле действия нейтронного излучения.

Основной объем радиации накапливается в продуктах деления и тепловыделяющих элементах. Все это при возникновении аварийных ситуаций может привести к радиоактивному загрязнению окружающей среды и выводу из строя оборудования на длительный срок (рис. 7.1). Для обеспечении ядерной безопасности необходимо, чтобы цепная реакция деления была контролируемой при любых эксплуатационных режимах, а эффективность средств управления должна быть достаточной для компенсации всех изменений реактивности. При этом должен быть установлен предел как по уровню энерговыделения, так и по скорости приращения цепной реакции.

Рис. 7.1. Авария на АЭС Фукусима-1 (Япония)

Независимость энерговыделения от теплоотвода и наоборот позволяет свести анализ возможных отклонений от нормального режима работы к двум характерным ситуациям: внезапному повышению мощности (энерговыделения) при неизменном теплоотводе и внезапному ухудшению теплоотвода при постоянной мощности [16].

Внезапное повышение мощности вследствие развития цепной реакции деления может произойти в результате возможных ошибок оператора или неисправности и дефектов в органах СУЗ. Причинами внезапного ухудшения теплоотвода могут быть отключение главных циркуляционных насосов, разгерметизация контура охлаждения с потерей теплоносителя и уменьшение проходного сечения для теплоносителя в параллельных каналах активной зоны. Для предотвращения аварийных ситуаций должны быть предусмотрены соответствующие противоаварийные средства. По назначению такие средства можно разделить на две группы: предупреждение и предотвращение аварии, а также локализация и уменьшение последствий [16].

Назначением противоаварийных средств является полное предотвращение аварии либо предотвращение ее развития. К противоаварийным средствам относятся: система контроля нейтронно-физическими и теплотехническими параметрами; система контроля состояния материала и оборудования; резервные источники питания и т.д. Локализация и ограничение последствий аварий может быть достигнута как за счет удаления атомных станций от населенных пунктов, так и с помощью специальных технических средств, роль которых возрастает по мере увеличения мощности ядерных установок [16]. К таким средствам относятся: аварийные системы расхолаживания, защитные оболочки и системы снижения давления, системы улавливания радиоактивных газов, ловушка расплава и т.д. Системы локализации при этом рассчитываются обычно на максимально возможную аварию, определяемую для каждой конкретной установки.

Контрольные вопросы

1. Сколько уровней и областей воздействия предусматривает международная шкала ядерных событий?

2. Назовите аварии, относимые к седьмому уровню по шкале международных ядерных событий.

3. Назовите области воздействия, приведенные в международной шкале ядерных событий.

4. Назовите аварии, относимые к пятому уровню по шкале международных ядерных событий.

5. Где накапливается основной объем радиации?

6. К каким ситуациям сводится анализ возможных отклонений от нормального режима работы?

7. На какие группы разделяют противоаварийные средства?

8. Что относят к противоаварийным средствам?

Заключение

Спад уровня недоверия к ядерной энергетике после аварии на Чернобыльской атомной электростанции и повышение надежности современных конструкций ядерных реак­торов способствовали изменению тенденции сокращения доли ядерной энергетики в обще­мировом балансе на ее увеличение. В процессе развития атомной энергетики было предло­жено большое количество различных тепловых схем ЯЭУ, однако именно на опыте разработки тепловых схем АЭС происходило дальнейшее совер­шенствование ядерных установок и теплосилового оборудования. В то же время зачастую более востребованной является тепловая энергия, что характерно для северных территорий. Так, например, помимо уже существующей АТЭЦ, располо­женной в Чукотском автономном округе (Билибинская АЭС), планируется строительство АТЭЦ для снабжения Архангельска и Северодвинска. Кроме того, ведутся разработки плаву­чей атомной теплоэлектростанции для северных территорий.

Из вышесказанного следует, что максимальная производительность тепловой энергии наблюдается на атомных теплоэлектроцентралях. Од­нако проработка проектов атомных теплоэлектроцентралей показывает, что стоимость транзитных тепловых сетей составляет при­мерно 15 % от стоимости станции, чего не наблюдается при строительстве атомных станций теплоснабжения вблизи от границ города. Кроме того, на станциях теплоснабжения наблюдается меньшее загрязнение окружаю­щей среды вредными выбросами.

Повышение экономической эффективности атомных станций теплоснабжения возможно при их совместной работе с пиковыми котельными, располагаемыми в центре тепловых нагрузок. В то же время следует помнить, что близкое расположение станций от города определяет более высокие требования надежно­сти работы станции. Для этого необходимо предусматривать пониженные температуры и давления теплоносителей, что снижает КПД станции.

Изложенные общие теоретические сведения устройства и принципа работы энергетического реактора, принципиальные тепловые схемы и состав ядерных энергетических установок ACT и АТЭЦ будут полезны студентам для более полного изучения проблем теплоснабжения и ядерной энергетики.

Библиографический список

1. Туманов Е.Н. Плазменные и высокочастотные процессы получения и обработки материалов в ядерном топливном цикле / Е.Н. Туманов. – М.: Физматлит, 2003. – 760 с.

2. Росатом [Электронный ресурс] // rosatom. – Режим доступа: http://www. rosatom.ru.

3. Емельянов И.Я. Научно-технические основы управления ядерными реакторами / И.Я. Емельянов, А.И. Ефанов, Л.В. Константинов. – М.: Энергоиздат, 1981.

4. Росатом [Электронный ресурс] // wikipedia. – Режим доступа: https://ru. wikipedia.org/wiki/%d0%a0%d0%be%d1%81%d0%b0%d1%82%d0%be%d0%bc.

5. Емельянов И.Я. Конструирование ядерных реакторов / И.Я. Емельянов и др. – М.: Энергоиздат, 2012.

6. ВВЭР-1000 [Электронный ресурс] // wikipedia. – Режим доступа: http://v ilingstore.net/Interesnye-fakty-c15/korpus-reaktora-vver1000-i141524.

7. Ганчев Б.Г. Ядерные энергетические установки / Б.Г. Ганчев, Л.Л. Калишевский, Р.С. Демешев. – М.: Атомэнергоиэдат, 2013.

8. Атомные электростанции [Электронный ресурс] // physbook. – Режим доступа: http://www.physbook.ru/index.php/%d0%a4%d0%b0%d0%b9%d0%bb:im g_reactor-002.jpg.

9. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79. – М.: Энергоиздат, 1981.

10. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП АЭС 2003. – М., 2003.

11. Ядерный реактор [Электронный ресурс] // lab-37. – Режим доступа: htt p://lab- 37.com/technologies/nuclear.

12. Букринский А.М. Аварийные переходные процессы на АЭС с ВВЭР / А.М. Букринский. – М.: Энергоиздат, 2012. – 142 с.

13. Российское атомное сообщество [Электронный ресурс] // Atomic-energy. – Режим доступа: http://www.atomic-energy.ru/news/2011/11/10/28452?page=3.

14. Атомная энергетика [Электронный ресурс] // atom.belta. – Режим доступа: http://atom.belta.by/ru/belaes_ru/view/interaktivnaja-trexmernaja-model-proekt a-aes-2006-predstavlena-v-minske-412/?_print=1.

15. АЭС «Бушер» [Электронный ресурс] // ues-co. – Режим доступа: http:// ues-co.ru/project/aes-busher.

16. Viet Nam News [Электронный ресурс] // vietnamnews. – Режим доступа: http://vietnamnews.vn/Industries/225208/forum-urges-energy-diversificatio n.ht ml.

17. Tender floated for Rooppur nuke engineering survey [Электронный ресурс] // BdChronicle. – Режим доступа: http://bdchronicle.com/detail/news/32/124 88.

18. Российское атомное сообщество [Электронный ресурс] // Atomic-Energy. – Режим доступа: http://www.atomic-energy.ru/news/2013/11/19/45089?pa ge=1464.

19. АЭС Атуча [Электронный ресурс] // wikipedia. – Режим доступа: http s://ru.wikipedia.org/wiki/%d0%90%d0%ad%d0%a1_%d0%90%d1%82%d1%83%d 1%87%d0%b0.

20. АЭС Эмбальсе Атуча [Электронный ресурс] // wikipedia. – Режим доступа: https://ru.wikipedia.org/wiki/%d0%90%d0%ad%d0%a1_%d0%ad%d0%тb c%d0%b1%d0%b0%d0%bb%d1%8c%d1%81%d0%b5.

21. АЭС Тианж [Электронный ресурс] // wikipedia. – Режим доступа: http s://ru.wikipedia.org/wiki/%d0%90%d0%ad%d0%a1_%d0%a2%d0%b8%d0%b0%d0 %bd%d0%b6.

22. АЭС Торнесс [Электронный ресурс] // wikipedia. – Режим доступа: https://ru.wikipedia.org/wiki/%d0%90%d0%ad%d0%a1_%d0%a2%d0%be%d1% 80 %d0%bd%d0%b5%d1%81%d1%81.

23. АЭС Ви-Си Саммер [Электронный ресурс] // wikipedia. – Режим доступа: https://ru.wikipedia.org/wiki/%d0%90%d0%ad%d0%a1_%d0%92%d0 %b8-%d0%a1%d0%b8_%d0%a1%d0%b0%d0%bc%d0%bc%d0%b5%d1 %80.

24. Азаренков Н. А. Ядерная энергетика: учебное пособие / Н.А. Азаренков и др. – Харьков: ХНУ имени В. Н. Каразина, 2012. – 535 с.

25. Адамов Е.О. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / Е.О. Адамов и др. – М.: ГУП НИКИЭТ, 2006.

26. Кесслер Г. Ядерная энергетика / Г. Кесслер. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 264 с.

27. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы / Б.А. Дементьев. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 352 с.

28. Нигматулин И.Н. Ядерные энергетические установки / И.Н. Нигматулин, Б.И. Нигматулин. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 168 с.

29. Надыкто Б.А. Плутоний. Фундаментальные проблемы / Б.А. Надыкто. – Саров: РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2003. – 212 с.

30. Коллиер Д. Введение в ядерную энергетику / Д. Коллиер, Д. Хьюитт. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 253 с.

31. Румянцев Г.Я. Физика и динамика ядерных реакторов: учебное пособие / Г.Я. Румянцев, Г.И. Тошинский. – Обнинск: ИАТЭ, 2006. – 202 c.

32. Саркисов А.А. Основы теории и эксплуатации судовых ядерных реакторов / А.А. Саркисов, Л.Б. Гусев, Р.И. Калинин; под общ. ред. А.А. Саркисова. – Ин-т проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. – М.: Наука, 2008. – 397 с.

33. Саркисов А.А. Физика переходных процессов в ядерных реакторах / А.А. Саркисов, В.Н. Пучков. – М.: Энергоатомиздат, 1983. – 232 с.

34. Ляшков В.И. Теоретические основы теплотехники: учебное пособие / В. И. Ляшков. – 2-е изд., стериотип. – М.: Машиностроение, 2005. – 260 с.

35. Цирельман Н.М. Прямые и обратные задачи тепломассопереноса / Н. М. Цирель­ман. – М.: Энергоатомиздат, 2005. – 392 с.

36. Цветков Ф.Ф. Тепломассообмен: учебное пособие для вузов /Ф.Ф. Цветков, Б.А. Григорьев. – 2-е изд., испр. и доп. – М.: Изд-во МЭИ, 2005. – 550 с.

37. Нащокин В.В. Техническая термодинамика и теплопередача: учебное пособие не энергетических специальностей вузов / В.В. Нащокин. – 2-е изд. Перераб. и доп. – М.: Высшая школа, 1975. – 496 с.

38. Гухман А.А. Применение теории подобия к исследованию процессов тепломассообмена. Процессы переноса в движущейся среде / А.А. Гухман. – Л.: ЛКИ, 2010. – 330 с.

39. Брюханов, О. М. Тепломассообмен: учебное пособие / О.М. Брюханов, С.Н. Шевченко. – М.: АСВ, 2005. – 461 с.

40. Гухман, А.А. Введение в теорию подобия / А.А. Гухман. – Л.: ЛКИ, 2010. – 296 с.

41. Саркисов А.А. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок / А.А. Саркисов, В.Н. Пучков. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 504 с.

42. Саркисов А.А. Нейтронно-физические процессы в быстрых реакторах с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями / А.А. Саркисов, В.Н. Пучков; под ред. А.А. Саркисова. – Ин-т проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. – М.: Наука, 2011. – 168 с.