Цех по ремонту реакторного оборудования

Экономика, организация и планирование на АЭС — Производственная и организационная структура АЭС

Содержание материала

Основным производственным подразделением АЭС является цех. Различают цеховую и бесцеховую производственную и организационную структуру АЭС.
При цеховой структуре, широко распространенной на электростанциях в нашей стране, технологическое оборудование и территория АЭС делятся между цехами и лабораториями. Цех является основной структурной единицей АЭС. В каждом цехе имеется утвержденное директором АЭС положение о цехе, в котором регламентируются функции цехов и определено распределение оборудования.
В зависимости от участия цехов в производственном процессе они разделяются на основные и вспомогательные. Кроме того, в состав АЭС входят непромышленные хозяйства (жилищное и подсобное хозяйство, детские сады, профилакторий и т. д.).
Основные цехи принимают непосредственное участие в производстве энергии. К ним относятся: реакторный, турбинный, электрический, химический, тепловой автоматики и измерений.
Вспомогательные цехи обслуживают основное производство необходимыми работами и услугами. К ним относятся отдел охраны труда и техники безопасности, цехи централизованного ремонта, наладки и испытаний оборудования, ремонтно-строительный, дезактивации, теплоснабжения и подземных коммуникаций, а также лаборатории*.

* Состав цехов и лабораторий на АС различается и зависит от типа реактора, мощности, количества блоков и других факторов.

Ниже на примере АЭС с реакторами РБМК-1000 приведены основные производственные функции, выполняемые цехами.

1. Реакторный цех (РЦ) осуществляет эксплуатацию ЯЭУ с основными и вспомогательными системами, комплекса разгрузочно-загрузочной машины, оборудования азотнокислородной станции и компрессорной для собственных нужд, а также выполняет подготовку TС к загрузке в реактор, их хранение и отправку на переработку.
2. Турбинный цех (ТЦ) осуществляет эксплуатацию основного и вспомогательного турбинного оборудования, оборудования дизельной электростанции, а также оборудования сооружений питьевого, пожарного и технического водоснабжения, канализационных и сантехнических устройств, трубопроводов и устройств теплоснабжения.
3. Электрический цех (ЭЦ) осуществляет эксплуатацию, ремонт, контроль, наладку и испытание электротехнического оборудования, средств релейной защиты, электроавтоматики и электроизмерений, диспетчерского и технологического управления.
4. Цех тепловой автоматика и измерений (ЦТАИЗ) осуществляет ведомственный надзор, обслуживание, ремонт, контроль, наладку и испытания приборов технологического, химического и радиационного контроля, электрооборудования устройств СУЗ, устройств внутриреакторного контроля и автоматики тепловых процессов, технологических защит и сигнализации, дистанционного управления регулирующей и запорной арматурой, вычислительной техники и системы управления технологическими процессами (АСУ ТП).
5. Химический цех (ХЦ) осуществляет эксплуатацию оборудования водоподготовки, спецводоочистки и спецгазоочистки, химический и радиохимический контроль, разработку и внедрение технологии дезактивации оборудования, помещений и спецодежды, а также способов переработки и захоронения жидких и твердых радиоактивных отходов.
6. Отдел охраны труда и техники безопасности (ООТ и ТБ) обеспечивает дозиметрический контроль, ремонт и эксплуатацию дозиметрической аппаратуры. Кроме выполнения производственных функций, ООТ и ТБ, являясь одновременно и функциональным отделом, отвечает за планирование работ на атомной станции по обеспечению радиационной и общей безопасности, снижение уровня профессионального облучения персонала, контролирует работу всех подразделений АЭС по соблюдению ПРБ и ПТБ, личной гигиены работников при эксплуатации и ремонте оборудования АЭС, а также осуществляет контроль за соблюдением действующих норм по охране окружающей среды.
7. Цех наладки и испытаний оборудования (ЦНИО) осуществляет наладку и испытания реакторного и тепломеханического оборудования АЭС, оборудования водоподготовки, спецводо- и газоочисток, разработку режимных карт работы этого оборудования.
8. Отдел ядерной безопасности и надежности обеспечивает контроль за выполнением требований ПЯБ, проводит измерения параметров активной зоны реактора, выполняет расчеты по обоснованию перегрузок топлива и допускаемым режимам эксплуатации ЯЭУ и осуществляет анализ надежности оборудования.
9. Гидротехнический цех (ГЦ) осуществляет надзор и эксплуатацию гидротехнических сооружений и их механического оборудования.
10. Цех дезактивации (ЦД) проводит периодическую и предремонтную дезактивацию оборудования и производственных помещений, переработку и захоронение радиоактивных отходов, осуществляет выполнение правил санитарнопропускного режима, а также обеспечивает персонал спецодеждой и средствами индивидуальной защиты с последующей их дезактивацией.
11. Цех централизованного ремонта оборудования (ЦЦР) осуществляет ремонт тепломеханического оборудования реакторного и турбинного цехов, химического оборудования, оборудования спецводоочистки, внешних сооружений, в том числе гидротехнических систем вентиляции, теплоснабжения и подземных коммуникаций, станочно-механического н транспортно-технологического оборудования.
12. Лаборатория металлов (ЛМ) проводит контроль и анализ состояния металла оборудования, арматуры, трубопроводов и сварных швов.
13. Ремонтно-строительный цех (РСЦ) осуществляет надзор за состоянием и текущий ремонт промышленных зданий, сооружений и дорог на территория АЭС.
14. Цех теплоснабжения и подземных коммуникаций (ЦТПК) занимается обслуживанием и ремонтом внешних тепловых сетей.

Рис. 10.7. Схема бесцеховой организационной структуры АЭС

При бесцеховой структуре, применяемой на зарубежных АЭС, вместо цехов создаются производственные службы: эксплуатации, обеспечивающей безаварийное и экономичное функционирование оборудования; ремонтов, поддерживающей исправное состояние оборудования и осуществляющей его модернизацию; усовершенствований и контроля, ответственной за технико-экономические показатели внедрения новой техники и передового опыта. Бесцеховая структура имеет ряд преимуществ. Ликвидируются «стыки» между цехами, а следовательно, более четко разграничиваются функции и задачи между производственными подразделениями. Появляются большие возможности для расширения зон обслуживания, создания сквозных бригад и централизации управления. В результате сокращается численность персонала и облегчается работа по обеспечению радиационной безопасности. В качестве примера на рис. 10.7 показана схема организационной структуры американской АЭС, организованной по принципу бесцеховой структуры. Однако переход на бесцеховую структуру для отечественных АЭС в настоящее время еще не подготовлен. Процесс централизации производственных функций, в частности ремонта, и управленческих функций в ядерной энергетике только начат. Бесцеховая структура может рассматриваться как перспективная.
Цеховая организационная структура АЭС наряду с производственными цехами и лабораториями включает управленческие (функциональные) подразделения. На рис. 10.8 показана схема цеховой организационной структуры АЭС.

Рис. 10.8. Схема цеховой организационной структуры АЭС
Возглавляет АЭС директор, который руководит работой коллектива АЭС в целом и несет персональную ответственность за выполнение государственного плана, сохранность социалистической собственности, соблюдение финансовой, договорной и трудовой дисциплины. В своей работе директор опирается на коллектив, партийную и общественные организации. Директор АЭС имеет заместителей, которые руководят отдельными сферами деятельности на станций, например заместители директора по капитальному строительству, по кадрам и социальному развитию.
Производственно-технической деятельностью на атомной станции директор руководит через своего первого заместителя — главного инженера. В функции главного инженера входит руководство техническим развитием производства на атомной станции, ремонтом, рациональным использованием оборудования, топлива и материальных ресурсов. У главного инженера имеются заместители по ремонту, эксплуатации и научной работе; может быть заместитель по качеству СМР в связи с особой важностью решения этой проблемы на вводимых энергоблоках АЭС.
Каждый цех АЭС возглавляет начальник, который назначается директором. Начальник цеха руководит работой коллектива цеха по выполнению плана, организует политическую и воспитательную работу в коллективе, распоряжается средствами цеха, имеет право поощрения и наложения взысканий на работников цеха.
На АЭС имеются следующие функциональные отделы: производственно-технический (ПТО), научно-исследовательский (НИО), планово-экономический (ПЭО), бухгалтерия, отдел капитального строительства (ОКС), оборудования (00), материально-технического снабжения (ОМТС), конструкторско-технологический (КТО), охраны труда и техники безопасности (ООТиТБ), административно-хозяйственный отдел (группа) (АХО), отдел кадров (ОК), лаборатория АСУ (ЛАСУ).
В качестве примера приведем основные функции некоторых из перечисленных отделов АЭС.
ПТО — обеспечение высокого уровня эксплуатации, безопасной и надежной работы оборудования, разработка нормативных характеристик и технических корм работы оборудования, анализ режимов работы и отказов оборудования; обеспечение технического учета, отчетности и планирования; организация работ по уменьшению вредного воздействия АЭС на окружающую среду; разработка планов по новой технике; организация выполнения работ по НИР, ОКР и пусконаладочным работам; организация рационализаторской и изобретательской работы; методическое руководство оформлением эксплуатационной документации; обеспечение работников АЭС информацией о достижениях науки, техники, экономики и передового опыта.
ПЭО — разработка перспективных и текущих планов и контроль за их выполнением; организация труда и заработной платы; методическое руководство организацией социалистического соревнования; экономический анализ деятельности АЭС; разработка норм и нормативов.
ОКС — разработка планов капитального строительства и ввода мощностей; разработка и согласование внутрипостроечных титульных списков на строительство объектов; заключение с подрядными организациями генеральных и годовых договоров; осуществление технического надзора за производством строительных работ.
КТО — выполнение конструкторских и технологических разработок, обеспечивающих ремонт, модернизацию и реконструкцию оборудования АЭС, механизацию и автоматизацию ремонта оборудования; создание оснастки, приспособлений и инструмента для ремонтных работ; разработка организационно-технической и сметной документации планово-предупредительных ремонтов (ППР); диспетчерское управление ППР; планирование и контроль ППР; разработка нормативов на материальные ресурсы и норм простоя оборудования в ремонте.
Особенностью организации управления на электростанциях является наличие системы оперативного управления. Схема организации оперативного управления на атомной станции показана на рис. 10.9. В обязанности оперативного персонала входит управление технологическим процессом на атомной станции: ведение режимов, производство переключений или операций по включению и отключению оборудования, обеспечение безаварийной работы, техническое обслуживание оборудования. Руководителем дежурного персонала в смене является дежурный начальник смены АЭС.* Ему оперативно подчинены начальники смен блоков (цехов) АЭС.

Рис. 10.9. Схема оперативного управления АЭС с реакторами ВВЭР-440: ГЩУ — главный щит управления; БЩУ — блочный щит управления: ВТО — вспомогательное турбинное оборудование; НС — начальник смены; СИУБ — старший инженер управления блоком; СМУР — старший инженер управления реактором; СОРО — старший оператор реакторного отделения; ОРО—оператор реакторного отделения; СДЭМ — старший дежурный электромонтер; ДЭМ—дежурный электромонтер; СОСВО — старший оператор спецводоочистки; OCBО— оператор спецводоочистки

* ООТ и ТБ выполняет, как указывалось, и производственные функции.

Дежурный персонал АЭС находится в двойном подчинении: в оперативном отношении он подчинен вышестоящему дежурному, а в административно-техническом — начальнику цеха.

Источник

Реакторный цех

Схема генерального плана АЭС. Поддержание водно-химического режима первого контура. Компенсация температурных расширений теплоносителя. Деаэраторно-питательная установка энергоблока. Основные параметры реактора ВВЭР-440. Главный циркуляционный насос.

Рубрика	Физика и энергетика
Вид	отчет по практике
Язык	русский
Дата добавления	05.12.2013
Размер файла	5,3 M

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Министерство по образованию и науке Российской Федерации

Федеральное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Обнинский институт атомной энергетики — филиал НИЯУ МИФИ

Кафедра эксплуатации атомных электрических станций»

о прохождении производственной (технологической) практики на Кольской атомной электростанции

Студент группы Э-С-з

Полярные Зори 2013

теплоноситель реактор энергоблок

С учетом развития нормативных требований к безопасности АЭС со второй половины 80-х годов на российских АЭС с ВВЭР-440 первого поколения (энергоблоки 3 и 4 Нововоронежской АЭС и энергоблоки 1 и 2 Кольской АЭС) реализуется принцип непрерывного поэтапного повышения безопасности за счет модернизации.

Инженерно-техническая стратегия модернизации базируется на выполненных анализах соответствия этих энергоблоков требованиям современных нормативных документов по безопасности, вероятностных анализах безопасности и анализе опыта эксплуатации. При планировании модернизации учитывались рекомендации МАГАТЭ, а также международный опыт проведения работ по повышению безопасности действующих АЭС.

Многолетняя эксплуатация энергоблоков с ВВЭР-440 первого поколения, показавшая их высокую надёжность и правильность выбранных проектных принципов обеспечения безопасности, а также достигнутые результаты в области повышения их безопасности легли в основу решения о подготовке к продлению срока эксплуатации указанных энергоблоков.

Продление срока эксплуатации действующих АЭС является одной из важнейших тенденций современного этапа развития атомной энергетики и наиболее эффективным направлением вложения финансовых средств для сохранения генерирующих мощностей.

Осуществлению этого направления в развитии атомной энергетики России способствовали два основных фактора:

установленный в проекте 30 летний срок эксплуатационного использования действующих АЭС был определен в 50-60 годах и отражает некоторый консерватизм принятой расчетной базы его обоснования, когда отсутствовали фактические эксплуатационные данные по износу оборудования атомных станций. Опыт эксплуатации АЭС позволяет сегодня обосновать пересмотр ранее установленных сроков службы энергоблоков и сроков снятия с эксплуатации оборудования;

работы по продлению сроков эксплуатации, проведенные в России, показали, что удельные финансовые затраты на выполнение требований Регулирующего органа, обеспечивающих возможность получения лицензии на эксплуатацию энергоблоков за пределами назначенного срока службы, значительно меньше затрат на ввод любых новых генерирующих мощностей.

По прибытии на Кольскую АЭС мной был пройден инструктаж по ТБ и ОТ, ПБ, ГО, а также инструктаж по режиму на предприятии. Приказом по АЭС местом прохождения практики был назначен реакторный цех, и определен руководитель практики из числа инженеров цеха. Непосредственно в реакторном цехе (РЦ) я ознакомился с целями и задачами, стоящими перед персоналом цеха, изучил «Положение о реакторном цехе» и структуру РЦ. Начальником и сотрудниками РЦ был проведен первичный инструктаж на рабочем месте. В ходе практики я ознакомился с принципиальной планировкой промплощадки, аппаратных отделений, спецкорпусов и машинного зала 1 и 2 очереди Кольской АЭС, изучил нормативно-техническую документацию по эксплуатации реакторной установки ВВЭР-440 (В-213), выполнял отдельные задания и поручения научного руководителя практики и инженеров РЦ. Полный перечень осуществленных учебно-практических мероприятий отражен в дневнике прохождения практики.

1. Кольская АЭС. Общее описание энергоблока 2

Общие сведения о проекте.

АЭС расположена на Кольском полуострове в Мурманской области в десяти километрах к северу от города Полярные Зори, вблизи федеральной автодороги М8 «Кола» (Санкт-Петербург — Мурманск). Географические координаты площадки электростанции — 672759 северной широты и 322850 восточной долготы.

Средняя абсолютная планировочная отметка площадки — 133 м.

В соответствии с требованиями нормативных актов на площадке предусмотрено наличие санитарно-защитной зоны (СЗЗ) и зоны наблюдений. СЗЗ энергоблоков имеет радиус 2 км, в ее пределах размещаются исключительно объекты, связанные с функционированием АЭС; ведение хозяйственной деятельности иного рода запрещается. Ограничений на использование зоны наблюдений не накладывается. В СЗЗ и зоне наблюдений (окружность радиусом 30 км, отсчитываемым от центра промплощадки АЭС) осуществляется непрерывный радиационный контроль.

Схема генерального плана АЭС показана на рисунке 1.

Основными зданиями и сооружениями, расположенными на площадке Кольской АЭС, являются:

— главные корпуса первой (ЭБ № 1 и 2) и второй (ЭБ № 3 и 4) очереди;

— спецкорпуса первой и второй очереди (корпуса систем и устройств спецводоочистки);

— площадка силовых трансформаторов;

— открытое распределительное устройство 330 кВ;

— насосная технического водоснабжения;

— здания учебно-тренировочного подразделения (УТП);

— другие здания и сооружения, обеспечивающие функционирование АЭС и выполняющие различные функции.

Комплекс сооружений главного корпуса второй очереди является общим для энергоблоков 3 и 4, он состоит из реакторного отделения, машинного отделения, продольной и двух поперечных этажерок электрических устройств, этажерки спецвентиляции и аварийных узлов борного регулирования. План и разрез главного корпуса приведены на рисунках 2 и 3.

Рисунок 1. Схема генерального плана

Рисунок 2. План главного корпуса

Рисунок 3. Разрез главного корпуса

2. Принципиальная схема энергоблока ВВЭР-440

Принципиальная схема энергоблока проекта В-213 представлена на рисунках 4 и 5. Технологическая схема энергоблока — двухконтурная.

В состав основного оборудования первого контура входят реактор, шесть циркуляционных петель и компенсатор давления. Каждая петля включает в себя парогенератор, главный циркуляционный насос, две главные запорные задвижки и циркуляционные трубопроводы диаметром 560х32 мм, условным внутренним диаметром 500 мм (Dy500).

В качестве замедлителя и теплоносителя для реактора используется обессоленная вода с добавлением раствора борной кислоты. Рабочее номинальное давление 12,25 МПа (125 кгс/см 2 ). Величина подогрева теплоносителя в активной зоне в номинальном режиме составляет 30С. Главные циркуляционные насосы ГЦН-317 осуществляют прокачку теплоносителя первого контура через активную зону с расходом 6500 м 3 /ч каждый и создают перепад давления (напор) величиной 4,5-4,7 кгс/см 2 (0,44-0,45 МПа).

Для поддержания водно-химического режима первого контура схемой предусмотрена его продувка с очисткой на ионообменных фильтрах. Для изменения концентрации бора в первом контуре (борное регулирование) и компенсации протечек предусмотрена система подпитки.

Компенсация температурных расширений теплоносителя первого контура в переходных режимах осуществляется с помощью парового компенсатора давления, имеющего встроенные электронагреватели, которые используются для подъема и поддержания давления, а также устройство для впрыска теплоносителя в паровой объем для снижения давления при переходных режимах, связанных с его резкими колебаниями. На компенсаторе давления установлены импульсно-предохранительные устройства, служащие для защиты первого контура от превышения давления.

Предусмотрена аварийная подпитка первого контура борным раствором для аварийного расхолаживания активной зоны, перевода ее в подкритичное состояние и поддержания в этом состоянии при авариях, связанных с разуплотнением первого контура и потерей теплоносителя.

Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя паропроизводительную часть шести парогенераторов, два турбоагрегата с конденсаторами, системами регенерации высокого и низкого давления сепараторами-пароперегревателями, деаэрационные и питательные установки, паропроводы, питательные трубопроводы, системы расхолаживания первого контура, очистки конденсата, сбора дренажей и другие вспомогательные системы.

Парогенератор представляет из себя теплообменный аппарат горизонтального типа с поверхностью теплообмена 2500 м 2 , вырабатывающий насыщенный пар давлением 4,6 МПа (47 кгс/см 2 ). Производительность каждого парогенератора 452 т/ч.

На паропроводах установлены импульсно-предохранительные устройства, защищающие парогенераторы от превышения давления.

Для поддержания водно-химического режима второго контура предусмотрена продувка парогенераторов с установкой очистки продувочной воды.

Установленные на блоке две паровые турбины типа К-220-44 имеют номинальную мощность 220 тыс. кВт каждая. Турбины работают на насыщенном паре давлением 4,3 МПа (44 кгс/см 2 ). Турбина снабжена устройством сепарации и промежуточного перегрева пара, имеет восемь нерегулируемых отборов для системы регенерации и теплофикационной установки.

Деаэраторно-питательная установка энергоблока состоит из двух деаэраторов и пяти электропитательных насосов производительностью по 850 т/ч при напоре 6,37 МПа (65 кгс/см 2 ). Четыре насоса являются рабочими, один резервный. Дополнительно, на случай обесточивания АЭС, на блоке предусмотрены два аварийных питательных насоса.

Турбоагрегаты оснащены генераторами типа ТВВ-220-2. Охлаждение статора генератора — водяное, охлаждение ротора — водородное.

Рисунок 4. Принципиальная схема первого контура

Рисунок 5. Принципиальная схема второго контура

3. Описание основного оборудования первого контура реакторной установки

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР440 служит для производства тепловой энергии в составе паропроизводительной установки АЭС и является гетерогенным реактором корпусного типа на тепловых нейтронах, в качестве замедлителя используется обычная химически очищенная вода. Топливом служит двуокись природного урана, обогащенная ураном-235(обогащение 3,6%). Паропроизводительная установка АЭС с реактором ВВЭР440 состоит из шести циркуляционных петель, присоединенных к патрубкам корпуса реактора, каждая из которых имеет в своем составе парогенератор, главный циркуляционный насос, две запорные задвижки для отключения петли и главный циркуляционный трубопровод I контура из труб Ду500(d=500мм).

ВВЭР440 представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с габаритными размерами d=4,35 м, h=23,4м и состоит из следующих узлов:

внутрикорпусных устройств (шахты, днища шахты, выемной корзины, блока защитных труб)

кассет активной зоны

Управление и регулирование работы реактора осуществляется перемещением в активной зоне кассет СУЗ и изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе I контура. Средняя продолжительность работы реактора на полной мощности между перегрузками топлива составляет 7000 часов. При каждой перегрузке заменяется примерно одна треть кассет активной зоны. Для проведения перегрузки реактор должен быть остановлен, расхоложен и разуплотнен. Расхолаживание реактора производится естественной циркуляцией теплоносителя I контура, которая обеспечивается компоновкой паропроизводительной установки.

Биологическая защита от радиационных излучений активной зоны реактора обеспечивается конструкцией бетонной шахты, в которой установлен реактор, и кольцевого бака железоводной защиты, являющегося опорой реактора. В кольцевом баке вокруг реактора установлены каналы для размещения датчиков системы замера нейтронного потока.

Материал корпуса теплоустойчивая хромомолибденово-ванадиевая сталь, материал внутрикорпусных устройств нержавеющая сталь марки ОХ18Н10Т. Шахта реактора представляет собой вертикальный цилиндр. В корзине размещается активная зона, которая состоит из топливных сборок (кассет) в количестве 349 штук. Кассеты подразделяются на неподвижно установленные в активной зоне и управляющие кассеты в количестве 37 штук, которые могут перемещаться в вертикальном направлении. Рабочие кассеты представляют собой сборку, состоящую из пучка тепловыделяющих элементов, шестигранной трубы, головки и хвостовика, а кассеты СУЗ имеют также седло для соединения ТВС со штангой привода СУЗ.

Блок защитных труб предназначен для фиксации головок рабочих кассет с помощью ловителей, удержания от всплытия корзины с рабочими кассетами и днища шахты во всех условиях эксплуатации реактора, защиты кассет СУЗ и штанг механизмов СУЗ от воздействия потока теплоносителя.

Теплоноситель поступает в реактор по шести циркуляционным петлям через входные патрубки корпуса, опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой, затем поступает снизу на вход в активную зону реактора, проходит через нее, охлаждая ТВЭЛы кассет, и попадает в выходные патрубки корпуса через отверстия перфорации верхней части шахты.

Верхний блок реактора представляет собой сферическую крышку корпуса, на ней смонтировано 37 чехлов для СУЗ и патрубки для вывода датчиков температурного контроля.

Таблица 1. Основные параметры реактора ВВЭР440

Суммарный расход теплоносителя через реактор

Перепад давления на реакторе

Давление на выходе из активной зоны

Количество подключенных к реактору циркуляционных петель

Средняя температура теплоносителя на входе в реактор

Средняя температура теплоносителя на выходе из реактора

Средний подогрев теплоносителя в реакторе

Температура на выходе из кассет активной зоны (максимальная)

Схема реактора представлена на рисунке 6.

Рис. 6. Общая схема реактора ВВЭР-440

4. Главный циркуляционный насос (3,4ГЦН-1…6)

Тип насоса: вертикальный, центробежный, одноступенчатый, бессальниковый со встроенным асинхронным электродвигателем 3-х фазного переменного тока. Направление вращения ротора (со стороны электродвигателя) — по часовой стрелке. Электронасос ГЦН-317 вертикального исполнения состоит из центробежного одноступенчатого насоса и электродвигателя, скомпонованных в моноблок. Вращающий момент от электродвигателя через вал ротора передается рабочему колесу насоса. Колесо насоса преобразует механическую энергию вращения в кинетическую энергию потока перекачиваемой жидкости. Направляющий аппарат проточной части насоса преобразует кинетическую энергию жидкости в энергию давления. Статор электродвигателя отделен от роторной полости тонкостенной нихромовой перегородкой. Ротор вращается в теплоносителе в подшипниках скольжения. Подшипники смазываются и охлаждаются теплоносителем автономного контура, который при работе главного насоса перекачивается вспомогательным колесом, а при останове главного насоса на горячем теплоносителе первого контура вспомогательным электронасосом. Из холодильника автономного контура теплоноситель поступает в верхнюю полость насоса на всас вспомогательного колеса, проходит верхний упорный и радиальный подшипники, роторную полость, нижний подшипник, сверление в корпусе экрана и по сливной трубке через обратный клапан поступает на охлаждение в холодильник. При останове главного насоса по блокировке включается вспомогательный насос (АН ГЦН). Обратный клапан при работе вспомогательного насоса закрывается, и теплоноситель автономного контура циркулирует с помощью рабочего колеса вспомогательного насоса. При работе ГЦН разгрузка ротора насоса от осевых усилий осуществляется автоматически давлением в специальной разгрузочной камере за рабочим колесом, а также в камере за вспомогательным колесом. Давление в разгрузочной камере устанавливается по величине таким, при котором ротор находится во взвешенном состоянии. Избыточные осевые усилия, которые возникают вследствие неполной осевой разгрузки, особенно на переходных режимах, воспринимаются упорным подшипником. Радиальные усилия ротора воспринимаются верхним и нижним радиальными подшипниками.

5. Главная запорная задвижка (3,4Р-1,2/1…6)

Задвижка состоит из следующих основных узлов и деталей:

корпуса с вваренными седлами;

узла затвора, состоящего из обоймы, 2-х тарелок, 2-х распорных грибков;

сальникового уплотнения шпинделя;

Управление задвижкой осуществляется электроприводом. Конструктивно электропривод выполнен так, что имеется возможность закрытия и открытия задвижки вручную. Электропривод ГЗЗ выполнен в герметичном исполнении. Тип электродвигателя 4АС160М4А5. Сопротивление изоляции обмотки статора относительно корпуса и между фазами должно быть не менее 100МОм. Между фланцами привода и электродвигателя устанавливается уплотнительная паронитовая прокладка, место разъема по наружной поверхности покрашено эпоксидной эмалью. Кабель к выводной коробке не должен быть натянут. Перед сборкой электросхемы ГЗЗ и в процессе эксплуатации необходимо проверить надежность уплотнения кабельного ввода в коробке выводов, заземления, целостность лакокрасочного покрытия

6. Компенсатор объема (3,4КО)

Паровой компенсатор объема представляет собой вертикальный сосуд, состоящий из корпуса и внутрикорпусных устройств — коллектора впрыска, защитного теплового экрана, лестницы, опорной обечайки и электронагревателей. Корпус КО состоит из цилиндрической обечайки, зоны отверстий для ТЭНов, двух эллиптических днищ. Опорная обечайка фиксирует в рабочем положении (горизонтальном) 108 блоков электронагревателей, а также при работе электронагревателей образует контур естественной циркуляции. В верхней части обечайки расположены отверстия с обоймами для установки блоков электронагревателей, в средней — отверстия для организации движения среды при естественной циркуляции, а так же для внутреннего осмотра корпуса.

7. Система защиты

Система защиты от попадания выбросов аварий в окружающую среду на КАЭС состоит из струйно-вихревых конденсаторов для первой очереди и барботажновакуумной системы для второй очереди.

Струйновихревые конденсаторы позволяют обеспечить непревышение проектного предела давления (на которое рассчитаны строительные конструкции) для системы локализации защиты (СЛА) при запроектных авариях с течью в трубопроводах первого и второго контуров, обеспечить очистку сбрасываемой среды, снизить радиационные последствия при запроектных авариях с повреждением активной зоны; пассивный принцип работы (без механических движущихся частей) повышает надежность СЛА; минимальное время нахождения герметичных ограждений СЛА под избыточным давлением позволяет уменьшить неконтролируемые утечки из гермообъема, снизить дозы облучения для персонала АЭС и исключить облучение населения при авариях. Струйно-вихревой конденсатор представляет собой бак многоугольной формы, установленный в боксе ПГГЦН. В центре бака на опорной раме устанавливается цилиндрическая вихревая камера, состоящая из основания(с отверстиями для протока жидкости), соплового аппарата(для подачи паровоздушной смеси в обечайку и создания вращения жидкости внутри обечайки), обечайки(в ней осуществляется вращение и перемешивание воды и пароводяной смеси) и бака рециркуляции(для сбора воды, переливающейся из вихревой камеры, с дальнейшей ее циркуляцией по переливным трубам в нижний бак).

Система локализации аварий для второй очереди барботажновакуумная система, предназначена для защиты герметичных помещений от превышения давления при течах теплоносителя первого контура, конденсации пара, образующегося при аварии, связанной с разрывом трубопроводов первого контура, очистки парогазовой смеси от радиоактивных продуктов при барботаже и предотвращения аварийных выбросов радиоактивных продуктов аварий в окружающую среду. При разрывах трубопроводов первого и второго контуров в боксах повышается давление за счет вскипания вытекающего теплоносителя. Образующаяся паровоздушная смесь вытесняется в шахту локализации, попадает на тарелки барботажного конденсатора. Пар при барботаже полностью конденсируется, а воздух и неконденсируемые газы попадают в помещения ловушек.

Также помимо этих систем защиты на Кольской АЭС установлена уникальная система три дизельнасосные установки (ДНУ). Каждая ДНУ состоит из насоса (номинальный расход в основной магистрали 65 м 3 /ч, частота вращения 2300 об/мин, мощность 150 кВт), корабельного дизельного двигателя (номинальная мощность 250ч270 кВт, частота вращения 2300 об/мин, максимальный расход топлива 60 кг/ч) и генератора собственных нужд (привод от вала дизельного двигателя, номинальная мощность 30 кВт, частота вращения 1500 об/мин, частота тока 50 Гц). Их основной функцией является подача питательной воды в парогенераторы блоков 1-4 в режимах с полной потерей подачи питательной воды в парогенераторы от предусмотренных проектом штатных и аварийных систем питательной воды. Эти режимы могут быть вызваны пожаром в машинном зале, обрушением кровли машинного зала, затоплением машинного зала, падением тяжеловесных грузов в машинном зале, т.к. в нем достаточно большой объем горючих веществ, все оборудование и трубопроводы расположены достаточно близко друг к другу. ДНУ позволяют ограничить последствия запроектных аварий и не допустить перерастания исходных событий в машзале в аварии с тяжелыми радиационными последствиями.

ДНУ совместно с паросбросными устройствами позволяет в течение не менее 24 часов в условиях, сопровождаемых полным обесточиванием собственных нужд АЭС, обеспечить теплоотвод от реактора за счет поддержания циркуляции по ГЦК и сброса пара в атмосферу через сбросные устройства.

8. Основные задачи и функции реакторного цеха

Реакторный цех является одним из важнейших структурно-организационных подразделений атомной электрической станции. Его основные функции заключаются в обеспечении надежной и экономичной работы оборудования реакторных установок, снижении вредного воздействия производства на людей и окружающую среду, поддержании нормального качества электроэнергии и графика нагрузок, модернизации оборудования и проведении плановых ремонтных работ, снижении себестоимости вырабатываемой энергии и обеспечении безопасности производственных процессов.

Взаимоотношения РЦ с наиболее важными подразделениями станции.

с турбинным цехом

РЦ обязан обеспечивать заданный режим работы реакторной установки и поддерживать установленные параметры вырабатываемого пара, а ТЦ обязан обеспечивать подачу питательной и технической воды, основного конденсата и других технологических сред установленных параметров, потребление пара в соответствии с заданными режимами работы реакторных установок, обеспечивать потребности РЦ паром, водой и теплом установленных параметров;

с электрическим цехом

РЦ обязан осуществлять контроль за работой электрооборудования, закрепленного в оперативном подчинении РЦ, производить операции по пуску и остановке агрегатов и обеспечивать охлаждающими средами работающее электрическое оборудование, а ЭЦ обязан осуществлять надзор за правильной эксплуатацией электрического оборудования и устройств, периодически проводить испытания электрооборудования и проверку работы автоматических устройств электрооборудования;

с цехом тепловой автоматики и измерений

РЦ обязан осуществлять контроль за работой аппаратуры ЦТАИ и обеспечивать условия для поддержания ее в исправном состоянии, а ЦТАИ обязан обеспечивать дополнительными приборами гидравлические и прочие испытания, проводимые в РЦ, обеспечивать нормальную работу средств измерений, устройств автоматики, системы управления и защиты реактора, технологических защит, дистанционного управления;

с химическим цехом

РЦ обязан обеспечить оперативное выполнение указаний ХЦ по поддержанию водо-химического режима работы оборудования первого контура и вспомогательных систем, устранять отклонения от норм по первому контуру и вспомогательным системам, а ХЦ обязан выдавать методические указания по эксплуатации соответствующего оборудования, выдавать данные анализов по химическому и радиохимическому контролю, водо-химическому контролю первого и второго контуров, обеспечивать подачу химических реагентов;

с цехом централизованного ремонта

РЦ обязан выдавать ЦЦР наряды для произведения работ на оборудовании РЦ, осуществлять необходимые условия для ремонтного персонала и осуществлять приемку оборудования РЦ из ремонта, а ЦЦР обязан производить плановые капитальные, средние, текущие и аварийные ремонты, техническое обслуживание оборудования РЦ и производить работы по замене выработавшего свой ресурс оборудования РЦ;

с отделом автоматизированных систем управления

РЦ обязан осуществлять контроль за работой аппаратуры отдела АСУ, а отдел АСУ обязан обеспечивать выполнение проектных и вновь внедряемых функций АСУ по контролю и управлению технологическими процессами с помощью средств вычислительной техники, инструктировать персонал РЦ о эксплуатации аппаратуры;

с цехом по обращению с радиоактивными отходами

РЦ обязан производить подготовку оборудования и помещений, подлежащих дезактивации, а ЦОРО обязан производить дезактивацию оборудования и помещений, производить влажную уборку помещений и поверхностей оборудования;

с ремонтно-строительным цехом и группой эксплуатации производственных зданий и сооружений

РЦ обязан своевременно докладывать о необходимом ремонте производственных зданий, а РСЦ и ГЭПЗиС должны производить плановые осмотры зданий, строительство и ремонт зданий.

Размещено на Allbest.ru

Подобные документы

Месторасположение, размещение и компоновка электростанции. Основные узлы реактора. Турбинное, реакторное и электросиловое оборудование АЭС. Электроснабжение собственных нужд. Назначение водно-химического режима первого контура АС с реакторами ВВЭР-1000.

отчет по практике [485,3 K], добавлен 14.03.2015

Профилирование расходов по тепловыделяющим сборкам активной зоны реактора ВВЭР-1000. Определение расхода теплоносителя через межкассетные зазоры и доли тепла, перетекающего в межкассетное пространство. Расчет мощности главного циркуляционного насоса.

курсовая работа [279,9 K], добавлен 08.12.2013

Оценка влияния течей второго контура на эксплуатационные режимы работы реакторной установки. Определение дополнительных признаков и их использование для составления процедуры управления и диагностики течей контура. Управление запроектными авариями.

дипломная работа [2,3 M], добавлен 19.03.2013

Разработка водоподготовительной установки, подбор водно-химического режима и расчет системы технического водоснабжения ТЭЦ мощностью 360 МВт. Показатели исходной воды, стадии ее обработки. Схема ВПУ, выбор оборудования; способы очистки конденсатов.

курсовая работа [414,9 K], добавлен 23.12.2013

Анализ водно-химического режима и состояния оборудования теплофикационного контура горячего водоснабжения пятой очереди Свердловской теплоэлектроцентрали. Оценка качества теплоносителя и состояния поверхностей нагрева теплотехнического оборудования.

дипломная работа [99,0 K], добавлен 16.01.2012

Основные технико-экономические показатели Кольской АЭС. Описание технологической схемы, состав энергоблока. Назначение парогенератора (ПГ), система первого контура. Вспомогательное оборудование систем ПГ. Принцип построения цепей технологических защит.

курсовая работа [379,3 K], добавлен 05.08.2011

Характеристика водо-водяного энергоблока №1 реактора ВВЭР-1000 АЭС. Функции главного циркуляционного трубопровода. Обоснование и выбор СКУ элементов и узлов. Распределение температур в горячих нитках петель, стратификация теплоносителя контуров.

курсовая работа [3,1 M], добавлен 23.12.2013

Источник