Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Электросварщик оборудования АЭС

Об устройстве атомной электрической станции - Электросварщик оборудования АЭС

Оглавление
Электросварщик оборудования АЭС
Об устройстве атомной электрической станции
Особенности производства работ при монтаже
Требования Правил Госгортехнадзора
Стали, применяемые для изготовления оборудования
Сварочные материалы и проволока
Характеристики электродов
Приемка, хранение, проверка качества и использование сварочных материалов
Аргонодуговая сварка неплавящимся вольфрамовым электродом
Техника аргонодуговой сварки
Трубопроводы атомных электростанций
Подготовка и сборка труб под сварку
Рекомендации по сварке стыков трубопроводов
Технология сварки трубопроводов из коррозионно-стойких аустенитных сталей
Сварка высоколегированных аустенитных коррозионно-стойких сталей
Технология сварки трубопроводов из перлитных сталей
Особенности  сварки стыков труб из разнородных сталей
Сварка трубопроводов из двухслойных сталей
Рекомендации по сварке металлоконструкций
Подготовка и сборка металлоконструкций под сварку
Сварка крупногабаритных металлоконструкций реактора РБМК-1000
Изготовление и монтаж тонколистовых облицовок помещений АЭС
Изготовление и монтаж цилиндрических вертикальных резервуаров большой емкости из коррозионно-стойких сталей
Технология сварки листовых конструкций из двухслойных сталей
Контроль качества сварных соединений
Методы контроля качества сварки, применяемые при монтаже узлов и конструкций

ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ ОБ УСТРОЙСТВЕ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ И ПРАВИЛАХ ГОСГОРТЕХНАДЗОРА СССР
1. ОБЩИЕ ПОНЯТИЯ ОБ УСТРОЙСТВЕ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ СТАНЦИИ
В настоящее время на атомных электрических станциях устанавливаются серийные энергетические блоки мощностью 440 и 1000 МВт.
Энергетический блок АЭС состоит из энергетического реактора, парогенератора-теплообменника, паровой турбины, электрического генератора, системы трубопроводов, насосов и другого вспомогательного оборудования.
Энергоблоки устанавливаются в главном корпусе АЭС, имеющем реакторное (аппаратное) отделение, машинный зал и ряд других помещений.
Для установки реактора в аппаратном отделении сооружается специальная бетонная шахта, являющаяся элементом биологической защиты Размеры шахты зависят от типа устанавливаемого реактора. Для установки другого оборудования, расположенного в аппаратном отделении, сооружаются отдельные герметично закрытые помещения (боксы). Изнутри такие помещения облицовываются тонкими металлическими листами из нержавеющих или углеродистых сталей, сваренными между собой.
Главным агрегатом АЭС является энергетический реактор. В реакторе происходит управляемая цепная реакция деления атомных ядер, в ходе которой выделяется огромное количество энергии.
Так, при полном делении 1 кг урана (ядерное горючее) выделяется примерно в 3 млн. раз больше энергии, чем при сжигании 1 кг угля. Тепло, выделяющееся при делении ядер, отводится из реактора теплоносителем.

В качестве теплоносителя могут использоваться вода (пар), жидкие металлы (натрий и др.), газы и органические соединения. В рассматриваемых ниже энергетических реакторах в качестве теплоносителя используется вода (пар).
Из реактора теплоноситель поступает в теплообменник-парогенератор, где отдает тепло рабочей жидкости (воде), превращая ее в пар. Далее пар по трубопроводам направляется в турбогенератор, который вырабатывает электрическую энергию.
Схема двухконтурной энергетической установки с ядерным
Рис. 1-1. Схема двухконтурной энергетической установки с ядерным
реактором.
1 — активная зона (ядерное горючее и замедлитель); 2 — отражатель нейтронов, 3 — регулирующие стержни, 4 — первый контур с теплоносителем; 5 — второй контур (пар), 6 — паровая турбина; 7 — электрический генератор; 8 — конденсатор, 9 — второй контур (конденсат); 10 — насосы; 11 — теплообменник парогенератор, 12 — биологическая защита

Простейшая схема двухконтурной энергетической установки с ядерным реактором показана на рис. 1-1. Одноконтурная схема отличается от двухконтурной тем, что теплоноситель доводится в реакторе до парообразного состояния и направляется прямо в турбогенератор.
В настоящее время наиболее широкое развитие получили энергетические реакторы на тепловых нейтронах. В качестве замедлителя нейтронов применяется обычная вода либо графит. Для уменьшения утечки нейтронов, поддерживающих цепную реакцию, активная зона реактора окружается специальным отражателем нейтронов 2.
Управление ходом цепной реакции, а также пуск и остановка реактора производятся с помощью регулирующих стержней 3, содержащих кадмий или бор (вещества, сильно поглощающие нейтроны).

 
Реактор РБМК-1000

Рис. 1-2. Реактор РБМК-1000 и основное оборудование контура многократной принудительной циркуляции.
Поперечный разрез.
I  — центральный зал; II  — помещения пароводяных коммуникаций и барабан сепаратор; III  — зал электродвигателей главных циркуляционных насосов (ГЦН); IV — боксы насосов ГЦН; V  — шахта трубопроводов контура МПЦ; VI  — помещения нижних водяных коммуникаций, VII  — шахта реактора; 1  — разгрузочно-загрузочная машина (P3M); 2 — верхняя биологическая защита; 3-биологическая защита; 4  — верхняя плита; 5 —графитовая кладка; 6  — трубопроводы пароводяных коммуникации; 7 главный циркуляционный насос (ГЦН); 8  — трубы диаметром 828 мм из двухслойной стали; 9  — трубопроводы водяных коммуникаций; 10  — нижняя плита; 11 — опорная металлоконструкция; 12  кожух реактора; 13 — нижний бак биологической защиты, 14 — напорный коллектор; 15 — всасывающий коллектор, l6 — барабан-сепаратор; 17 — верхний бак биологической защиты.

Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент приостановить развитие цепной реакции.

На современных АЭС устанавливают энергетические реакторы главным образом двух типов:
водо-водяные энергетические реакторы типа ВВЭР электрической мощностью 440 и 1000 МВт.
уран-графитовые реакторы типа РБМК (реактор большой мощности, канальный) электрической мощностью 1000 МВт.
Энергетическая установка с реактором типа РБМК-1000, кроме реактора, включает в себя четыре барабана-сепаратора, два турбогенератора по 500 МВт каждый, четыре конденсатора, насосы, подогреватели и другое оборудование, связанное системой трубопроводов.
Реактор типа РБМК-1000 (рис. 1-2) размещается в бетонной шахте VII, стены которой служат защитой от радиоактивных излучений.
Кожух реактора 12, нижняя 10 и верхняя 4 плиты (металлоконструкции реактора) образуют реакторное пространство, которое заполняется ядерным горючим (двуокисью урана) и графитом (замедлителем нейтронов). Металлоконструкции реактора изготавливаются из листов 'низколегированной стали (10ХСНД) с толщиной стенки от 8 до 40 мм. Основанием реактора является металлическая крестообразная опора 11, установленная на железобетонном фундаменте.
В нижнюю и верхнюю плиту вварены трубы, получившие название трактов. Внутри трактов помещаются технологические каналы 4 (рис. 1-3) и каналы системы управления и защиты (СУЗ) 3.

Технологический канал представляет собой трубную конструкцию, предназначенную для установки тепловыделяющей сборки и организации потока теплоносителя. Каждая тепловыделяющая сборка состоит из тепловых делящихся элементов (ТВЭЛ). ТВЭЛ — это трубка из циркониевого сплава, заполненная таблетками из двуокиси урана.
схема АЭС с энергетическим реактором
Рис. 1-3. Принципиальная схема АЭС с энергетическим реактором
РБМК-1000.
1 — реактор; 2 — канал охлаждения отражателя, 3 — канал СУЗ; 4 — технологический канал; 5 — барабан-сепаратор; 6 — паровая турбина; 7 — сепаратор-пароперегреватель; 8 — конденсатор; 9 — конденсатный насос I ступени; 10 — фильтр конденсатоочистки; 11— конденсатный насос II ступени; 12 — подогреватель низкого давления; 13 — деаэратор; 14 — питательный насос; 15 — всасывающий коллектор; 16 — главный циркуляционный насос; 17 — напорный коллектор; 18 — распределительный коллектор, 19 — сливной коллектор СУЗ; 20 — отводящий коллектор охлаждения отражателей; 21 — подводящий коллектор СУЗ и охлаждения отражателей.

Энергетическая установка с реактором типа ВВЭР по технологической схеме является двухконтурной.
Первый контур — радиоактивный, состоит из водо-водяного реактора и циркуляционных петель. Каждая петля (рис. 1-4) включает в себя главный циркуляционный насос 3, парогенератор 7, компенсатор объема 4, запорную арматуру 6 и главные циркуляционные трубопроводы 5, выполненные из коррозионно-стойкой стали с внутренним диаметром 500 мм для ВВЭР-440.
В первом контуре энергоустановки циркулирует обычная обессоленная вода. Проходя активную зону реактора, вода, играющая одновременно роль теплоносителя и замедлителя нейтронов, нагревается до температуры 300 С и поступает в парогенераторы-теплообменники. Парогенераторы вырабатывают насыщенный рабочий пар с давлением 47 кгс/см2 при температуре 259 С.
Схема реакторного контура установки ВВЭР
Рис. 1-4. Схема реакторного контура установки ВВЭР.
1 — корпус реактора; 2 — верхний блок; 3 — главный циркуляционный насос, 4 — компенсатор объема; 5 — главный циркуляционный трубопровод; 6 — запорная арматура; 7 — парогенератор.

Второй контур — нерадиоактивный, состоит из парогенератора, турбоагрегата и вспомогательного оборудования. Серийный реактор В  ВЭР-440 представляет собой аппарат, состоящий из корпуса  (рис. 1-5), верхнего блока 2 и внутрикорпусных устройств. В корпусе реактора в специальной корзине размещена активная зона, выполненная в виде набора рабочих кассет и кассет управления.
В корпусе реактора ВВЭР-440 имеется 12 патрубков главных циркуляционных петель. Через шесть нижних патрубков теплоноситель (вода) поступает в активную зону, а через верхние патрубки выходит из реактора.
Патрубки привариваются к корпусу непосредственно на монтажной площадке заводом-изготовителем. Выполнение сварки является весьма ответственной операцией, поскольку патрубки являются частью корпуса.
Из сварочных работ, выполняемых монтажной организацией, наиболее ответственными являются сварка стыков труб главного циркуляционного контура. Значительную часть стыков контура, как правило, выполняют специальными сварочными автоматами. Часть стыков, сварку которых приходится вести в стесненных условиях, выполняют ручным способом.
Схема установки реактора ВВЭР-440
Рис. 1-5. Схема установки реактора ВВЭР-440.
1 — корпус реактора; 2 — верхний блок; 3 — шахта реактора; 4 — кольцевой бак биологической защиты; 5 — патрубки главных циркуляционных трубопроводов; 6 — защитный колпак; 7 — теплоизоляция корпуса.

В комплекс всех типов атомных электростанций включается специальное оборудование для очистки вод электростанции, загрязненных радиоактивными веществами. К загрязненным водам относятся вода первого контура, вода бассейна для хранения топлива, трапные, душевые и прачечные воды.
Очистка вод может производиться либо методом дистилляции (выпарки), либо на ионообменных фильтрах.
Оборудование для очистки радиоактивных вод располагается в специальном помещении — спец-водоочистке и состоит из различных фильтров, выпарных аппаратов, емкостей, насосов, связанных между собой системой трубопроводов. Образующийся в результате очистки радиоактивных вод концентрированный раствор (кубовый остаток и пульпа) сбрасывается по специальным трубопроводам в подземные хранилища жидких отходов (ХЖО).
Такие хранилища строятся из железобетона и обшиваются листами из коррозионно-стойкой стали.
На атомных электростанциях предусмотрены также установки для улавливания радиоактивных газов. При помощи вытяжной вентиляции загрязненный воздух забирается из различных помещений АЭС и направляется в систему фильтров и емкостей-газгольдеров. Основной способ снижения активности газа — выдержка в газгольдерах, обеспечивающий распад наиболее опасных изотопов с последующей фильтрацией на тканевых и угольных фильтрах. После очистки воздух подается вентиляторами в вентиляционную трубу.



 
« Электропроводки на тросах и струнах   Электроснабжение промышленных предприятий »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.