Запорожская атомная электростанция

Министерство образования и науки Украины

Херсонский национальный технический университет

Кафедра энергетики и электротехники

РЕФЕРАТ

По предмету: "Электрические станции и подстанции"

по теме: "Запорожская АЭС"

Выполнил: студент группы 3НД

Григорьев Р.С.

Проверил: Китаев А.В.

Херсон - 2012г.

1. Описание и месторасположение станции

Запоро́жье (укр. Запорі́жжя) - город на реке Днепр, административный центр Запорожской области Украины. Является одним из наиболее крупных административных, индустриальных и культурных центров юга Украины. Население - 773 тыс. чел. Речной порт и важный транзитный железнодорожный узел. Четвёртый по величине индустриальный центр Украины с развитым машиностроением, чёрной и цветной металлургией, химической и строительной промышленностью.

До 1921 г. город назывался Александровск по имени Александровской крепости, заложенной в 1770 г. Однозначной точки зрения, в честь кого была названа крепость нет. Называются имена генерала-фельдмаршала Российской Империи Александра Голицына, князя Александра Вяземского. В 1921 г. город был переименован в Запорожье - "лежащий за порогами". Название напоминает, что до сооружения в 1932 г. плотины Днепрогэса в месте, где река пересекает скалистую южную границу Украинского щита, заканчивались многочисленные пороги, препятствующие судоходству.

В городской черте находится Хортица - самый большой остров на Днепре. На о. Малая Хортица располагался дерево-земляной городок Дмитрия "Байды" Вишневецкого, который считается прообразом Сечи^[85]. С северной части Хортицы открывается панорама на плотину ДнепроГЭСа и несколько скал. Остров и прилегающие скалы, островки входят в Национальный заповедник "Хортица".

На острове Хортица находится Музей истории запорожского казачества, комплекс Скифский стан (Зорова могила), рекреационные центры крупных заводов Запорожья, Институт механизации животноводства. На острове девять посёлков, проживает около двух тысяч людей.

Визитной карточкой города является плотина и электростанция ДнепроГЭС, строительство которой по плану ГОЭЛРО было начато в 1927 году по проекту Г. Александрова. Первый агрегат был введён в действие в 1932 г. В 1939 г. мощность станции достигла проектной в 560 тыс. кВт и в то время это была наибольшая ГЭС в Европе. Гидроузел дал возможность затопить днепровские пороги и обеспечить беспрепятственное судоходство по среднему и нижнему течению Днепра. Мощную бетонную дугу плотины расчленяют 49 столь же мощных устоев-быков, которые объединены вверху монолитным мостом. Радиус кривизны плотины составляет 600 м, высота - 60 м, а длина - 760 м. На каждом из берегов находятся машинные залы электростанции, на правом берегу старый, построенный в 1932 году, на левом берегу - новый, запущенный в 1975 году.

Рядом с плотиной расположены два шлюза: новый (однокамерный) и старый (трёхкамерный). Также на левом берегу в накопительном озере у плотины находится грузовой и пассажирский речной порт. ДнепроГЭС была взята за основу для построения Запорожской АЭС.

Запорожская атомная электростанция ЗАЭС - крупнейшая в Европе и в Украине атомная электростанция, находится на юго-востоке Украины в Каменско-Днепровском районе запорожской области. Она расположена рядом с тепловой электростанцией, работающей на органическом топливе (уголь, мазут, газ). Взятые вместе, Запорожская АЭС и Запорожская ТЭС образуют мощный энергетический комплекс, эксплуатационный персонал которого проживает в расположенном неподалеку городе Энергодаре. 

Энергодар - город в северно-западной части Запорожской области Украины. Расположен на левом берегу реки Днепр, на побережье Каховского водохранилища.

Город был основан 12 июня 1970 году, с началом строительства Запорожской ГРЭС. В 1972 году получил название Энергодар. В 1981 началось строительство Запорожской АЭС, которая на сегодняшний день является крупнейшей АЭС в Европе.

По данным переписи 1989 года проживало 47 тысяч человек. По данным переписи 2001 года - 56 тысяч человек.

В 1997 году в связи с обострением проблемы обеспечения энергией южных районов страны, Советом Министров СССР было принято решение о строительстве Запорожской АЭС, и с 1979 года она стала головной стройкой в серии атомных электростанций, строящихся по унифицированному проекту. В 1980 году был утверждён технический проект первой очереди Запорожской АЭС, а составе четырёх энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 суммарной мощностью 4000 МВт. Первого апреля уложен первый кубометр бетона в фундамент реакторного отделения первого энергоблока, и в конце 1982 года начался монтаж его реактора.

В 1983 году сооружения ЗАЭС было объявлено всесоюзной комсомольской стройкой.

ноября 1984 года первый энергоблок Запорожской АЭС мощностью один миллион кВт начал вырабатывать энергию. Три следующих блока вводились в эксплуатацию ежегодно, так: второй - в 1985 году; третий энергоблок - в 1986 году; четвёртый энергоблок - в 1987 году.

В 1988 году был предложен проект расширения станции (вторая очередь), предусматривающий строительство ещё двух энергоблоков с аналогичными реакторами. Так, в 1989 году начал работать пятый энергоблок, а в октябре 1995 года блок № 6.

Эксплуатацию станции осуществляет обособленное подразделение "Запорожская АЭС" (ОП ЗАЭС) государственного предприятия Национальная атомная энергогенерирующая компания "Энергоатом" юридическое лицо, имеющее соответствующую государственную лицензию.

В ЗАЭС входит 56 промышленных подразделений и 26 непромышленных подразделений с общей численностью работающих свыше 13000 человек.

2. Назначение и принцип действия станции

Принципиальная схема АЭС:

Назначение АЭС - выработка электроэнергии и обеспечение населения, а так же предприятий и заводов электроэнергией и теплом. Для этого требуется осуществить много различных технологических операций, обеспечить безотказную и безопасную работу сложного оборудования.

Основным элементом выхода данной системы является электроэнергия, перераспределяемая далее электроэнергетической системой Государственного предприятия "Национальная энергетическая компания "Укрэнерго". В 2003 году было выработано 42441,366 млн кВтч, что составило 52,1% от общего объема выработанной электроэнергии всеми АЭС Украины. За 19 лет эксплуатации на ЗАЭС выработано 538,6 млрд кВтч электроэнергии.

Принцип действия:

Подавляющее большинство энергетических реакторов работают на обогащённом уране 235 и 238. Для поддержания управляемой ценной реакции в ядерном реакторе используются замедлители: графит, тяжелая вода, бериллий. Ядерное топливо в реакторе находится в виде ТВЭЛоВ (тепловыделяющих элементов), ТВЭЛы объедены в тепловыделяющие сборы ТВС. Количество ТВС в реакторе 163. Выделенное тепло от реактора переносит тяжелая вода при помощи ГЦН (главный циркуляционный насос к теплообменнику-парогенератору, затем, отдав часть тепла, возвращается в реактор. В парогенераторе вода 1 контура отдаёт тепло воде 2 контура, которая, подогревшись, переходит в парообразное состояние. В парогенераторе происходит разделение 1 и 2 контура (вода 1 и 2 контура не смешивается) поэтому принципу станция относится к 2-х контурному типу. Технология выработки электроэнергии на АЭС.

В состав основного оборудования 1 контура входит:

а) ядерный реактор ВВЭР-1000;

б) компенсатор давления (КД);

в) 4 главных циркулярных насоса (ГЦН);

г) 4 парогенератора (ПГ);

д) 4 петли теплообмена.

В состав основного оборудования 2 контура входит:

а) турбина;

б) сепаратор парогенератора (СПП);

в) генератор;

г) конденсатор турбины;

д) конденсаторные насосы 1 и 2 ступени;

е) блочная обессоливающая установка (БОУ);

ж) подогреватели нужного давления (ПНД);

з) деаэратор;

и) турбинно-питательный насос (ТПН);

к) конденсатор (ТПН);

л) подогреватели высокого давления.

контур условно начинается с парогенератора (ПГ). Свежий пар поступает на турбину, турбина имеет цилиндр высокого давления (ЦВД) и три цилиндра низкого давления (ЦНД). На трубопроводе от (ПГ) к турбине находится быстродействующее редукционное устройство сброса пара в атмосферу БРЧА, предназначено для сброса давления пара в атмосферу в случае аварийного останова турбины. Пар после ПГ подаётся в ЦВД, приводит во вращение турбину, затем выходит из ЦВД и попадает в СПП. Пар, отработав в ЦВД ещё имеет достаточно высокую температуру, поэтому его можно ещё использовать для подачи на лопатки турбины. В сепараторе пароперегрева отработанный пар из ЦВД подогревается, из него удаляется конденсат и подаётся на ЦНД. Здесь пар подается на 2 ступень турбины и тоже совершает работу аналогичную как в ЦВД. К валу турбины жёстко закреплён ротор генератора: вращаясь со скоростью вращения турбины генератор, вырабатывает электроэнергию. После этого, как пар отработал в, ЦНД он попадает в конденсатор турбины. В конденсаторе турбины пар конденсируется (охлаждается) и превращается в воду. Пар проходит через систему охлаждённых труб и на них охлаждается в виде капель воды, затем конденсат собирается на дне конденсатора. Вода в систему охлаждения подаётся из пруда-охлаждения при помощи циркуляционных насосов. После конденсатора вода конденсатным электронасосами КЭН 1 ступени подаётся на блочную обессоливающую установку БОУ. На БОУ вода проходит через фильтр, очищается от механических частиц и из воды удаляются соли и другие химические примеси. После БОУ вода прокачивается КЭНами 2 ступени. Для повышения КПД выработки электроэнергии вода подогревается в 4 ступенях подогрева ПНД-подогреватель нужного давления. Для подогрева воды используется пар. После ПНД вода попадает в деаэратор; в деаэраторе из воды удаляется растворенный кислород. После деаэратора воду качают турбинно-питательные насосы ТПН. После ТПН вода подогревается ещё в подогревателе высокого давления ПВД. После выхода из ПВД температура воды достаточно высокая +235С и давление 75кгс/см. Вода поступает в парогенератор, подогревается водой 1 контура, превращается в пар и подаётся на турбину.

Автоматизированная система управления АЭС предназначена для управления основным и вспомогательными технологическими процессами производства тепловой и электрической энергии на АЭС. АСУ ТП АЭС должна обеспечивать работоспособность, надежность и безопасность АЭС при сохранении ее экономичности. АСУ ТП АЭС - это система, охватывающая все оборудование и технологические процессы. В соответствии с организационной структурой в АСУ ТП ЗАЭС выделяется два уровня управления - общестанционная и энергоблоков.

На общестанционном уровне решаются задачи связи и обмена информацией с вышестоящей АСУ, прием от нее команд и заданий, а также формирование заданий отдельным энергоблокам и выдача в системы управления каждого энергоблока соответствующих команд.

Кроме того, на общестанционном уровне осуществляется управление электрическими устройствами, координация работы общестанционных установок, оперативный контроль за радиационной безопасностью ОП ЗАЭС. АСУ ТП ОП ЗАЭС производит вычисление и выдачу сводных данных о работе станции на отдельные периоды; функционирует как единая система, предусматривающая унификацию сигналов передачи информации и команд, конструктивных, экономических и организационных решений, обеспечение взаимной совместимости всех ее подсистем.

В информационной части АСУ осуществляет следующие функции: сбор информации, ее преобразование, распределение, обработка, представление информации оперативному персоналу и ее протоколирование. При этом осуществляется измерение следующих параметров:

·   теплотехнических ( давление, температура, уровень, расход, разность этих параметров);

·   электрических ( напряжение, ток, частота напряжения, потребляемая мощность);

·   химических (солесодержание, концентрация, величина РН и т.д.);

·   механических величин (перемещения, вибрации, расширения);

·   радиационных ( радиоактивность технологических сред, газов, материалов и т.д.);

В соответствии с приведенными выше функциями в составе АСУ ТП ОП ЗАЭС имеются следующие функциональные подсистемы:

·   технологического контроля;

·   внутриреакторного контроля

·   радиационного технологического контроля;

·   автоматического и дистанционного управления;

·   автоматического регулирования;

·   технологической и аварийной сигнализации;

·   защит;

·   оперативной связи;

·   вспомогательные подсистемы.

Подсистема технологического контроля

Эта подсистема обеспечивает во всех режимах работы блоков сбор текущей информации о ходе технологического процесса, ее обработку для передачи в другие подсистемы, а также ее представление обслуживающему персоналу. В основу сбора и распределения информации от первичных преобразователей положен сигнал 0…5 мА постоянного тока.

Из подсистемы технологического контроля информация передается в другие подсистемы, а также выдается оперативному персоналу ( с использованием индивидуальных СИТ ).

Подсистема внутриреакторного контроля и контроля нейтронного потока (ВРК-КНП).

Эта подсистема предназначена для измерения параметров, определяющих состояние активной зоны реактора, предварительной ее обработки и передачи в подсистемы защит, автоматического и дистанционного управления, автоматического регулирования, технологической сигнализации, а также передачи предварительно обработанной информации в ЦВК и оперативному персоналу. Установка ВРК- КНП входит в состав реакторной установки и функционирует совместно с информационно-вычислительным комплексом.

Система внутриреакторного контроля для реакторной установки ВВЭР - 1000 (СВРК -1000).

Система внутриреакторного контроля - ВРК, предназначена для обеспечения безопасной и экономичной эксплуатации реактора на энергетическом уровне мощности. Она выполняет следующие основные функции:

·   сбор, обработку и представление оператору обобщенной информации о текущем состоянии реакторной установки и сигнализацию о выходе параметров за допустимые пределы;

·   регистрацию информации для получения протоколов и сводок;

·   накопление (архивацию) данных для ведения истории работы реактора;

·   обмен данными с УВС блока;

·   формирование сигнала предварительной защиты активной зоны от локальных перегревов и выдачу советов оператору по подавлению ксеноновых колебаний;

·   контроль работоспособности и диагностику неисправностей оборудования системы СВРК.

Особенности АЭС:

)        Могут сооружаться в любом месте;

2)      Автономны от ряда внешних факторов;

3)      Требуют малого кол-ва топлива;

4)      Работают по свободному графику;

)        Более экологичны чем КЭС и ТЕЦ.

3. Описание станции

атомный электростанция реактор нейтронный

В состав каждого из шести энергоблоков Запорожской АЭС входит следующее основное оборудование:

Анализ измерительной информации на ОП ЗАЭС

Определение объектов анализируемой измерительной информации

Для обеспечения надежной и безопасной эксплуатации АЭС необходимо контролировать параметры основного энергетического оборудования.

Основным энергетическим оборудованим ОП ЗАЭС являются:

·   модернизированные водо-водяные энергетические реакторы типа ВВЭР-1000;

·   парогенераторы горизонтального типа ПГ-1000;

·   паровые турбины типа К-100-60\1500 ХТТЗ;

·   турбогенераторы типа ТВВ-1000-4 мощностью 1000 МВт напряжением 24 кВ;

·   главные циркуляционные насосы типа ГЦН-195М.

В качестве топлива используется слабообогащенная двуокись урана.

Реактор, парогенераторы и другое оборудование первого контура, находящаяся под высоким давлением, располагается в защитной железобетонной оболочке.

Водо-водяные энергетические реакторы типа ВВЭР-1000являются двухконтурными, то есть контуры теплоносителя и рабочего тела разделены.

Основное оборудование первого контура

Первый контур радиоактивен, состоит из главного циркуляционного контура, системы аварийного охлаждения и ряда вспомогательных систем.

Главный циркуляционный контур (ГЦК) предназначен для генерации и передачи тепла, выделяемого во время ядерной реакции в активной зоне реактора, парогенераторам, вырабатывающим пар. Собственно ГЦК состоит из водо-водяного энергетического реактора типа ВВЭР-100 тепловой мощностью 3200 МВт и четырех циркуляционных петель.

В состав каждой циркуляционной петли входит главный циркуляционный насос, горизонтальный парогенератор, главные циркуляционные трубопроводы условным диаметром 850 мм.

Реактор

Источником тепловой энергии на атомной электростанции служит гетерогенный водо-водяного энергетического реактора типа ВВЭР-100 тепловой мощностью 3200 МВт, работающий на тепловых нейтронах.

В качестве теплоносителя и замедлителя используется борированная вода.

Номинальное давление теплоносителя 160 кгс\см.

В качестве топлива используется слабообогащенная двуокись урана.

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд, внутри которого в специальной шахте размещается активная зона с установленными в ней кассетами тепловыделяющими элементами.

Теплоноситель поступает в реактор по четырем патрубкам условным диаметром 850 мм, проходит сверху вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой, затем снизу вверх через отверстия в опорной конструкции шахты, охлаждая ТВЕЛы кассет активной зоны, теплоноситель нагревается за счет тепла ядерной реакции и выходит через четыре патрубка условным диаметром 850 мм. Общий расход теплоносителя через реактор 80000 м\ч. При работе реактора на номинальной мощности температура воды на входе равна 287,8 *С, а на выходе из реактора достигает 322,5 *С.

Активная зона реактора состоит из 49 регулируемых, 60 нерегулируемых кассет и 54 кассет с пучками выгорающих поглотителей.

Парогенератор

Парогенератор предназначен для генерирования пара для подачи привода турбоагрегата. Генерирование пара в парогенераторе происходит посредством передачи большего теплового потока от теплоносителя первого контура к рабочему телу (питательная вода) второго контура.

Основные характеристики парогенератора следующие:

·   рабочая среда в корпусе - вода, в трубках- вода;

·   рабочее давление в корпусе 64 кгс\см, в трубках - 160 кгс\см;

·   температура питательной воды 225 *С;

·   температура генерируемого пара 278,5 *С;

Главный циркуляционный насос

Предназначен для подачи теплоносителя из парогенератора в ядерный реактор. Имеет следующие характеристики:

·   производительность 20000 м\ч;

·   температура теплоносителя 278,8 С;

·   частота питающего тока 50 ГЦ;

·   число оборотов 1000 об\мин.

Главные циркуляционные трубопроводы

Основные характеристики следующие:

·   рабочая среда - борированная вода;

·   рабочее давление 160 кгс\см;

·   рабочая температура - 346 С.

Основное оборудование второго контура

Второй нерадиоактивный контур состоит из ряда систем, основными из которых являются:

·   турбоустановка;

·   водопитательная установка;

·   система паропроводов и питательных трубопроводов высокого давления;

·   система паропроводов и питательных трубопроводов низкого давления;

·   система продувки парогенератора;

·   система дренажей машинного зала;

·   система расхолаживания первого контура;

·   система очистки турбинного конденсата;

·   теплофикационная установка.

В состав оборудования второго контура входит:

·   турбоагрегат К-1000-60\1500-2

·   питательный насосный агрегат.

Турбоагрегат

В моноблоке с водо-водяным реактором ВВЭР-1000 устанавливается турбоагрегат мощностью 1000 МВт типа К-1000-60\15000-2, работающий на насыщенном паре. Турбина паровая, конденсационная с внешней сепарацией и однократным ступенчатым паровым перегревом, с нерегулируемыми отборами пара, предназначена для непосредственного привода генератора переменного тока типа ТВВ-1000-4.

Турбина представляет собой агрегат, состоящий из одного цилиндра высокого давления (ЦВД) и трех цилиндров низкого давления (ЦНД). Расположение конденсаторов - подвальное, их количество равно числу цилиндров низкого давления.

Свежий пар подводится к турбине по четырем паропроводам через четыре блока клапанов.

Отборы пара предусматриваются из трех ступеней в каждом потоке ЦВД. Из ЦВД пар поступает в сепараторы-пароперегреватели (СПП). На выходе из сепараторов установлено по одному отсекающему клапану.

Регенеративная система турбины состоит из четырех ступеней подогрева в шести подогревателях низкого давления.

Конденсаторы турбины поверхностные, двухходовые при параллельном включении их по охлаждающей воде.

Питательный насосный агрегат

С турбиной К1000-60\1500 устанавливаются два питательных агрегата.

В состав питательного агрегата входят:

·   питательный насос типа ПТ-3750-75;

·   приводная турбина типа ОК-12А с редуктором;

·   насос предвключений типа ПД-3750-200.

Электрическая часть:

Турбогенератор

Турбогенератор типа ТВВ-1000.

Турбогенератор синхронный типа ТВВ-1000-4 предназначен для выработки электроэнергии в продолжительном номинальном режиме работы по ГОСТ 183-74 при непосредственном соединении с паровой турбиной и установке в закрытом помещении на атомных станциях

Номинальные данные генератора (при номинальном давлении и номинальной температуре охлаждающей среды):

Мощность полная, ВА…………………………………..1111000;

Мощность активная, кВт………………………………..1000000,

Напряжение, В………………….…………………………...24000,

Ток статора, А……………….……………………………….26730,

Ток ротора, А……………………………………………….…7000,

Напряжение ротора, В……………………………………..…470;

Коэффициент мощности……………………………………...0,9;

Коэффициент полезного действия, %………………….…98,7;

Статическая перегружаемость……………………………..1,56;

Соединение фаз обмотки статора… ……двойная "звезда"";

Число выводов обмотки статора……………………………….9;

Частота, Гц……………………………………………………..…50;

Частота вращения, об\мин…………………………………..1500;

Маховый момент, тм……………………………………………245;

Критические частоты вращения, об\мин…………….1170\2330;

Наибольший вращающий момент при коротком

замыкании в обмотке статора………………….четырехкратный

Генератор состоит из следующих основных сборных единиц:

статора и щитов;

выводов с нулевыми трансформаторами тока и гибкими перемычками;

ротора;

газоохладителей;

опорного подшипника;

- уплотнений вала;

- фундаментных плит.

Трансформатор собственных нужд

Для рабочего питания собственных нужд каждого энергоблока предусматривается два трансформатора мощностью по 63 МВА, напряжением 24\6,3 - 6,3 кВ с расщепленными обмотками, подключаемые в отпайку у цепи генератор- трансформатор.

К рабочим трансформаторам собственных нужд подключается четыре секции 6 кВ нормальной эксплуатации для питания потребителей собственных нужд.

Открытое распределительное устройство

Главная схема электрических соединений ОП ЗАЭС на напряжение 750 кВ представляет собой вариант схемы с двумя системами сборных шин и четырьмя выключателями на цепи. В настоящее время на ОП ЗАЭС введены в эксплуатации шесть энергоблоков.

СХЕМА ЗАЭС:

Унифицированный моноблок размещен в отдельном главном корпусе АЭС, состоящем из реакторного отделения, машинного зала, деаэраторной этажерки с помещениями электротехнических устройств.

Главные корпуса энергоблоков ориентированы к пруду охладителю - источнику циркулярного водоснабжения АЭС. Между прудом-охладителем и главными корпусами энергоблоков размещены блочные насосные станции, трубопроводы технического водоснабжения и автомобильные дороги.

Трансформаторная подстанция ЗАЭС