Строительное решение здания атомной электростанции для реактора на быстрых нейтронах "Брест-1200". Технология, оборудование, конструкции реакторного отделения и машинного зала АЭС. Антикоррозионная, противошумная и вибрационная защита, архитектура.
Краткое сожержание материала:

Размещено на

Размещено на

Реферат

по теме

Здание АЭС с реактором Брест-1200



Содержание

Введение

1. Технология и оборудование АЭС

2. Конструктивные решения реакторного отделения и машинного зала АЭС

3. Обстройка реакторного отделения

4. Антикоррозионная защита строительных конструкций

5. Принципиальные решения по снижению производственных шумов и вибраций

6. Архитектура АЭС

Список использованной литературы



Введение

Ежегодно в мире потребность в электроэнергии постоянно растет. Особенно высокие темпы роста потребления электроэнергии наблюдаются у развивающихся стран. Такая же ситуация наблюдается на сегодняшний день и в нашей стране, совсем недавно оправившейся от экономического спада 90-х годов XX века.

Огромный рост энергопотребления требует колоссального использования топливно-энергетических ресурсов, и очевидно, вызывает значительное, в настоящее время труднооценимое загрязнение окружающей среды, в случае производства её традиционными способами. На сегодняшний день на тепловых электростанциях сжигается 30-35% добываемого в мире органического топлива: угля, нефти, газа. Сжигание органического топлива сопровождается огромным количеством выбросов в атмосферу окислов азота, сернистых соединений, углекислого газа, пылевидных остатков золы, приводит к тепловому перегреву атмосферы, необходимости сооружения золоотвалов, различных очистных сооружений, для которых отводится значительные земельные территории и предусматриваются крупные капиталовложения. Наиболее экологически чистыми по сравнению с ТЭС являются атомные электростанции.

Задача строительства новых энергоблоков АЭС остро стоит в нашей стране и связана, во-первых, с ростом экономики страны (который, несомненно, немыслим без надлежащего роста энергообеспечения). Во-вторых, последствия всей 15-летней неразберихи создали временной разрыв между строительством новых блоков и выводом отработавших свой ресурс, поэтому в ближайшие несколько лет необходимо вывести из эксплуатации несколько уже отработавших свой срок энергоблоков, а строительство их заменяющих не производится. Поэтому атомной энергетике, как единственному варианту получения электроэнергии без сжигания органического топлива, не альтернативы на сегодняшний день.

В настоящее время в атомной энергетике достаточно надежно освоены реакторы на тепловых нейтронах типа ВВЭР (PWR), ВК (BWR). Однако на их основе невозможно развитие крупномасштабной ядерной энергетики, способной обеспечить минимальный радиационный риск для населения, решить проблемы топливных ресурсов, радиоактивных отходов, обеспечить технологическую поддержку режима нераспространения ядерных материалов. Крупномасштабная ядерная энергетика становится реальной при создании быстрых реакторов и эффективных предприятий ядерного топливного цикла.

В связи с этим все более актуальным становится вопрос, связанный с развитием и усовершенствованием реакторов на быстрых нейтронах, а, следовательно, и с разработкой строительных решений зданий атомных электростанций для реакторов такого типа.



1. Технология и оборудование АЭС

Современная атомная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении ядер урана-235 (U92 352 ), существующего в природе, а также искусственно получаемых делящихся веществ плутония-239 (Pu 92 352) и урана-233 (U92 332). Деление этих ядер возможно при определенных условиях, что потребовало создания комплекса приспособлений для осуществления реакции деления - ядерного реактора. Тепловая энергия, выделяющаяся при делении ядер, отводится из ядерного реактора путём прокачки через него жидкого или газообразного теплоносителя. Эта энергия может быть преобразована в электрическую путём получения пара, предназначенного для вращения турбогенераторов, а также использована непосредственно в энергоёмких процессах, например в химической или в металлургической промышленности.

Реактор классифицируется в зависимости от назначения, вида и физического состояния горючего, замедлителя, теплоносителя и имеют свои особенности. Однако, принципиальные схемы устройства всех реакторов во многом одинаковы. Ядерный реактор состоит из нескольких зон. Активная зона - где происходит деление ядер горючего. Съём тепла, выделяющегося при этом делении, осуществляется путём циркуляции теплоносителя через активную зону. Активная зона, окруженная отражателем нейтронов, помещается в корпусе реактора.

В данном проекте используется реактор на быстрых нейтронах «БРЕСТ».

В данной АЭС реализуется двухконтурная схема, в которой теплоносителем первого контура является свинец в жидком состоянии, а теплоноситель второго контура - газ (азот или гелий).

Схема циркуляции теплоносителя указана на рис.1. Кратко ее можно описать следующим образом: жидкий свинец циркуляционными насосами подаётся на максимальную отметку, затем гидростатическим давлением через нижнее отделение подаётся в активную зону, перемещаясь вверх, омывает ТВЭЛы, охлаждая их, и в дальнейшем поступает самотёком в газонагреватели, откуда газ по трубопроводам поступает в ЗГТУ.

- Над активной зоной и над ней расположено различное вспомогательное оборудование: органы регулирования мощности реактора, датчики температуры и т.д.

Рис. 1 Схема трактов теплоносителя и рабочего тела

Схема плана шахты реактора с оборудованием показана на рис. 2.

В главном корпусе реактора имеется система управления и защиты, которая предназначена для пуска реактора, выхода на проектную мощность, увеличения и поддержания заданной мощности, остановки и расхолаживания реактора. СУЗ реактора одна из главных систем, обеспечивающих контроль и безопасность АЭС. В составе СУЗ также предусмотрены стержни аварийной защиты, они предназначены для быстрой остановки реактора при аварийной ситуации.

Рис. 2. План шахты реактора с обозначением оборудования

2. Конструктивные решения

Реакторное отделение

Ректор типа «Брест» является корпусным. Корпус реактора состоит из несущей части, выполненной из обычного железобетона, и ограждающей части, играющей роль радиационно-тепловой защиты и выполненной из жаропрочного бетона. Между двумя конструкциями предусмотрен контур охлаждения.

По требованиям нераспространения компонентов ТВЭЛов и др. веществ, обладающих радиоактивностью и способных оказаться выброшенными из шахты реактора в случае возможной аварии возникает необходимость герметизации реакторного отделения от внешней окружающей среды. Такой конструкцией является защитная оболочка РО. Она выполнена из обычного железобетона с внутренней стальной облицовкой. Защитная оболочка реакторного отделения АЭС также выполняет роль несущей конструкции.

Шахта реактора вместе с теплоносителем и защитная оболочка с тяжелым крановым оборудованием имеют общий фундамент - в виде железобетонной монолитной плиты толщиной 3000 мм. Заглубление фундамента принято аналогичному заглублению реакторного отделения с ВВЭР-1000. Отметка низа фундаментной плиты -4,200 м.

Применение такого типа фундамента обусловлено во-первых, большой нагрузкой на основание от веса железобетонных конструкцией, теплоносителя первого контура (свинца), который имеет очень большой вес - порядка 13т/м³.

Во-вторых, применение фундамента данного типа является необходимым по условиям недопущения разностей осадок, сказывающихся на оборудовании и способствующего возникновению аварий. В-третьх, такие фундаменты обеспечивают выполнению главного условия - герметичности реакторного отделения АЭС.

Параметры конструкций следующие:

- габариты шахты реактора (определяются технологическим оборудованием первого контура теплоносителя и его количеством) приняты 38300х29900 мм;

- высота шахты реактора (определяется теми же параметрами, которые указаны выше) 17000 мм;

- шахта предполагается со съемной железобетонной крышкой, толщина которой составляет 2000 мм;

- высота цилиндрической части защитной оболочки из железобетона 41290 мм. Она определяется в основном габаритами шахты реактора, трубопроводов и кранового оборудования;

- диаметр железобетонного купола в виде полусферы толщиной 900 мм принят равным 48000 мм, диаметр (внешний) цилиндрической части принят также равным 48000 мм.

Такая форма купола (в виде полусферы) принята из условия наиболее оптимального восприятия внешних и внутренних нагрузок и воздействий.

Машинный зал АЭС

Машинный зал АЭС имеет некоторые конструктивные особенности. Основным оборудованием, определяющим габариты машинного зала являются, как известно, турбогенераторные установки, преобразующие кинетическую энергию теплоносителя в электрическую. В АЭС данного типа принято нестандартное решение - вертикальное расположение турбогенераторов. Такое расположение позволит снизить габариты здания в плане, но, однако, несколько увеличивает высотные размеры конструкций.

В связи с большой высотой машинного зала основные несущие конструкции - колонны приняты сквозными из стали, так как только сталь наилучшим образом воспринимает нагрузки различного типа (особенно растягивающие напряжени...