Результат интеллектуальной деятельности: ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к атомным электростанциям, и может быть использовано при создании плавучих атомных электростанций средней мощности для эксплуатации в прибрежных зонах.

Известны атомные электростанции, в которых получение электроэнергии обусловлено отбором тепла от атомного реактора посредством системы охлаждающих контуров, связанных термодинамически, получением пара и превращением кинетической энергии струи пара в электроэнергию за счет использования турбогенератора. Сооружение такой атомной электростанции предусматривает выполнение реакторного корпуса с усиленной защитой от выхода радиоактивных материалов (например, пара), размещения реакторного и турбинного корпусов в непосредственной близости, изолирования узлов паропроизводящей установки в специальных прочных выгородках [заяв. Японии 5-2278, G 21 С 13/00, 1995].

Недостаток таких атомных электростанций заключается в потенциальной угрозе окружающей среде несмотря на меры по усилению ограждения реактора и охлаждающих реактор контуров паропроизводящей установки, которые должны уменьшить угрозу выброса или утечки радиоактивного пара в аварийной ситуации. Кроме того, безопасность наземных атомных электростанций практически не может быть обеспечена в случаях террористических или военных действий или природных катаклизмов.

Известна атомная электростанция [пат. US 4643872, G 21 C 9/00], включающая ядерный реактор, размещенный в усиленном бетонном прочном корпусе, который имеет скелетную раму (в основании и стенах) для поддержки установленного в замкнутом объеме прочного корпуса оборудования и обеспечения в объеме стандартных ("чистых") условий для внутренней среды. Известное техническое решение также не обеспечивает достаточно надежной защиты окружающей среды, особенно в свете возможных актов терроризма или природных катаклизмов.

Известна атомная электростанция [пат. US 4756872, G 21 С 9/00], включающая основание (платформу) с размещенным на нем усиленным бетонным прочным корпусом, внутри которого размещен прочный объем с реактором, установленным на зернистом (мелкодисперсном) основании, рабочим контуром охлаждения реактора, содержащим по крайней мере один парогенератор и вентилятор, вторичный контур охлаждения, теплоноситель (охлаждающий газ), поток которого проходит через зону реактора сверху вниз в пределах упомянутого прочного корпуса, по крайней мере одну систему остановки реактора, защитную оболочку реактора, окружающую бетонный прочный корпус и контура охлаждения, средства уменьшения давления среды и средства фильтрации радиоактивных примесей в упомянутой защитной оболочке реактора, а также множество дополнительных охлаждающих контуров, отдельных и независимых от упомянутых рабочего и вторичного охлаждающего контуров, средства теплоотвода из зоны реактора в случае разрушения упомянутых дополнительных контуров охлаждения, включая средства теплоотвода от усиленного бетонного прочного корпуса.

Известное техническое решение позволяет эффективно осуществлять процесс теплообмена за счет выбранной схемы установки реактора на основании с мелкодисперсной средой, однако используемая система охлаждающих контуров, связанных термодинамически, в целом усложнена и поэтому чрезвычайно критична к любым нарушениям в системе охлаждения, способным привести к утечке рабочего тела и рассеянию радиоактивности в окружающей среде.

Известна атомная электростанция, имеющая размещенные на сплошном основании (платформе) корпуса энергоблока (1), содержащего реакторную зону, связанную термодинамически посредством контуров охлаждения по меньшей мере с одним парогенератором, топливного блока (2) для переработанного и нового используемого топлива, дополнительных отсеков (3) для размещения оборудования систем управления энергоблоком и электрооборудования, а также систем обеспечения безопасности, и корпус машинного отсека (4) для размещения турбогенераторов. Корпуса установлены на основании компактно, так, что корпуса топливного блока (2) и блока отсеков со вспомогательным оборудованием (3) какой-либо стороной примыкают к энергоблоку (1), который, занимая центральную позицию, расположен перпендикулярно машинному отсеку. При этом в каждом из корпусов блоков 1, 2, 3 имеются сводчатые выгородки с идентичными профилями сводов в виде цилиндрических поверхностей, образующие которых параллельны продольной оси соответствующего корпуса, жестко связанных с основанием, которые предназначены для размещения в них функциональных устройств соответствующего блока и объединены так, что образуют сплошную сводчатую прочную выгородку в этих корпусах. В целях обеспечения прочности и ядерной защиты элементы конструкции выполнены из бетона [пат. US 4627213, G 21 С 9/00, 1986].

Известная атомная электростанция, включающая платформу, установленные на ней и прилегающие друг к другу прочные корпуса, размещенные в них в замкнутых прочных профилированных выгородках энергоблок с реакторной зоной, связанной термодинамически посредством контуров охлаждения по крайней мере с одним парогенератором, топливный блок и отсеки для размещения оборудования систем обслуживания энергоблока, электрооборудования и систем обеспечения безопасности, а также машинный отсек по крайней мере с одним турбогенератором, выбрана в качестве наиболее близкого аналога заявляемого изобретения.

Известная наземная атомная электростанция обладает той особенностью, что при ее возведении монтаж строительной конструкции (стен) идет наряду с установкой крупногабаритного оборудования и в некоторых обстоятельствах использует, в частности, подъемно-транспортное оборудование корпусов, что снижает стоимость строительства и позволяет достичь необходимой прочности конструкции и отдельных ее структурных элементов (например, основание, стены корпуса) в соответствии с конкретными условиями эксплуатации, определяемыми применяемым типом реактора. Однако несмотря на это известное техническое решение не позволяет обеспечить полную безопасность станции при ее эксплуатации и исключить потенциальную возможность рассеяния радионуклидов или выброса пара в аварийной ситуации, что присуще наземным станциям.

Задача изобретения заключается в расширении номенклатуры типов эксплуатируемых атомных электростанций, а также в обеспечении надежности и экономичности эксплуатации.

Задача решена тем, что в известной атомной электростанции, включающей платформу, установленные на ней и прилегающие друг к другу прочные корпуса, размещенные в них в замкнутых прочных профилированных выгородках энергоблок с реакторной зоной, связанной термодинамически посредством контуров охлаждения по крайней мере с одним парогенератором, топливный блок и отсеки для размещения оборудования систем обслуживания энергоблока, электрооборудования и систем обеспечения безопасности, а также машинный отсек по крайней мере с одним турбогенератором, в соответствии с изобретением платформа выполнена в виде корпуса судна с двойным бортом, двойным днищем и главной, верхней, средней и нижней палубами, корпус судна разделен поперечными герметичными переборками, образующими стены прочных корпусов для размещения выгородок, причем корпус для энергоблока с реакторной зоной, включающей по крайней мере один реактор, контурами охлаждения и по крайней мере одним парогенератором размещен в центральной части корпуса судна, снабжен съемным листом, выполненным с возможностью обеспечения доступа к энергоблоку, и содержит топливный блок, систему вентиляции и систему вакуумирования энергоблока, главная палуба судна образует перекрытие машинного отсека и выполнена с повышенной прочностью, на верхней, главной, средней и нижней палубах размещены дополнительные системы управления судном и жизнеобеспечения, а в межбортном пространстве и двойном днище размещены дополнительные цистерны балластные, топливные и запаса питательной воды, при этом в качестве реактора энергоблока использован реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем в первичном контуре охлаждения, а характеристики прочности упомянутых герметичных переборок выбраны из условия обеспечения нулевого избыточного давления теплоносителя в первичном контуре охлаждения реактора.

Кроме того, в качестве жидкометаллического теплоносителя выбран теплоноситель, в частности сплав свинец Рb - висмут Вi.

Кроме того, выгородка для размещения энергоблока выполнена в виде контейнера цилиндрической формы со сферическими оконечностями, снабженного наружными ребрами жесткости.

Кроме того, энергоблок снабжен автономным источником электропитания.

Кроме того, энергоблок снабжен кабельными вводами электропитания и кабельными выводами в систему управления атомной электростанцией, размещенными на кормовой оконечности контейнера.

Кроме того, система вакуумирования энергоблока включает накопительные резервуары для откачиваемого воздуха, размещенные снаружи контейнера.

Кроме того, система вакуумирования энергоблока обеспечивает давление 20-30 мм вод.ст. внутри контейнера.

Кроме того, энергоблок снабжен дополнительной системой охлаждения реактора при обесточивании, имеющей трубопроводы забортной воды.

Кроме того, системы охлаждения реактора и турбогенератор снабжены средствами защиты от биологического обрастания.

Кроме того, турбогенератор выполнен на основе паровой конденсационной турбины активного типа, в частности ПТ-25, и синхронного двухполюсного генератора трехфазного тока с воздушной системой охлаждения, в частности Т-25.

Кроме того, турбогенератор, снабженный системами обслуживания, размещен на раме, установленной на низкочастотных амортизаторах.

Кроме того, в качестве судна использовано несамоходное судно с упрощенными формами корпуса.

Кроме того, в кормовой части судна размещена шахта для фидерного устройства передачи электроэнергии потребителю.

Сущность изобретения заключается в том, что за счет физических свойств выбранного типа реактора - реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут исключаются повышение давления в первом контуре охлаждения реактора, его тепловой взрыв и потеря теплоносителя при выкипании. Таким образом, появляется возможность снизить требования к прочности и герметичности корпуса на случай аварии, упростить систему охлаждения реактора. Компактность размещения функциональных блоков атомной электростанции, возможность водозабора для систем охлаждения от природных водных резервуаров позволяет разместить атомную электростанцию на плавучем объекте - несамоходном судне, что позволяет минимизировать отрицательное влияние на окружающую среду и при этом дает возможность производить электроэнергию и обеспечивать ею потребителей в любой прибрежной зоне в течение длительного времени с минимальными затратами на обслуживание.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором представлена схема плавучей атомной станции (АЭС), имеющей один реактор, один парогенератор и один турбогенератор.

Плавучая атомная электростанция является морским несамоходным судном, предназначенным для выработки электроэнергии мощностью до 50 МВт с помощью атомной установки и передачи энергии на береговую приемную подстанцию. Судно может эксплуатироваться в прибрежных акваториях с глубинами не менее 10-15 м. Конструкция корпуса типовая, упрощенная, с двойным бортом и двойным днищем, плоскими скосами носового и кормового отсеков, корпус разделен герметичными переборками, система набора корпуса смешанная.

Плавучая атомная электростанция выполнена в виде судна, имеющего корпус 1, главную палубу 2, верхнюю палубу 3, среднюю палубу 4, нижнюю палубу 5, межбортное пространство 6, двойное днище 7. Судно разделено герметичными переборками 8 на смежные отсеки с образованием прочных корпусов энергоблока 9 в центральной части корпуса судна и прилегающего к нему машинного отсека 10. Герметичные переборки 8 подкреплены шпангоутами 11. В корпусе энергоблока 9 в прочной цилиндрической выгородке - контейнере 12 размещен реактор 13 с первичным контуром охлаждения 14, термодинамически связанным посредством вторичного контура охлаждения 15 с парогенератором 16.

В этом же корпусе 9 размещены топливный блок 17, имеющий хранилище для отработанного ядерного топлива, система вентиляции 18 и система вакуумирования энергоблока 19, входящие в систему обслуживания энергоблока. Корпус энергоблока 9 снабжен съемным листом 20, закрывающим на уровне верхней палубы 3 контейнер 12 и парогенератор 16 с контурами охлаждения 15. Часть верхней палубы 3, ограничивающей корпус энергоблока 9, выполнена в виде прочного перекрытия арочного типа, что обеспечивает ядерную и радиационную безопасность при падении тяжелых предметов на палубу судна в область энергоблока.

Съемный лист 20 выполнен с возможностью смещения для обеспечения доступа внутрь корпуса через тамбур-шлюз 21 для обслуживания реактора 13 и действий с накопительными резервуарами (баллонами) 22 для сбора воздуха, откачанного из реакторной зоны при вакуумировании. При размещении части резервуаров 22 снаружи контейнера 12 (не показано) они соединяются трубопроводом с резервуарами 22 внутри него. Система вентиляции 18 построена так, чтобы исключить загрязнение обитаемых помещений и накопление радиоактивных веществ.

Конструкция энергоблока в целом определяется физическими свойствами реактора, охлаждаемого жидкометаллическим теплоносителем свинец Рb - висмут Вi, в котором при облучении нейтронами висмута образуется альфа-активный полоний Ро-210 с периодом полураспада около 140 суток. Основным фактором радиационной опасности является образование радиоактивных аэрозолей при контакте горячего теплоносителя с воздухом, что может случиться при аварийной разгерметизации первичного контура. Однако используемый реактор характеризуется отрицательной реактивностью, самопроизвольным снижением мощности при повышении температуры в активной зоне из-за нарушения теплоотвода. Теплоноситель, имеющий температуру кипения 1670^oС, при низком давлении 20-30 мм вод. ст., обеспечиваемом системой вакуумирования, в случае аварийного перегрева исключает повышение давления в первичном контуре охлаждения. Теплоноситель, имея температуру плавления 125^oС, быстро затвердевает при разгерметизации контура, обеспечивает низкий уровень наведенной радиоактивности, удерживает продукты деления ядер в реакторе. Такие свойства теплоносителя обеспечивают выбор необходимой прочности корпусов отсеков, исходя из условия нулевого избыточного давления теплоносителя в первичном контуре охлаждения.

Контейнер 12 имеет сферические оконечности и наружные ребра жесткости 11 (шпангоут), причем длина его составляет около 12 м, а внутренний диаметр 9 м.

К первичному контуру охлаждения 14 подключен также трубопровод пополнения запаса инертного газа (не показан), а к вторичному контуру охлаждения подключены трубопроводы подвода/отвода охлаждающей воды и трубопроводы, связанные с баками дополнительной системы охлаждения реактора при обесточивании (не показаны), имеющими трубопроводы забортной воды. Трубопроводы забортной воды защищены от биологического обрастания известным образом, в частности с помощью системы защиты, размещенной внутри корпуса энергоблока 9 (не показана).

На кормовой оконечности контейнера 12 размещены кабельные коробки 23 для кабельных вводов электропитания и кабельных выводов в систему управления атомной электростанцией.

Парогенератор 16 посредством паропровода 24 связан с турбогенератором 25, размещенным в машинном отсеке 10. Перекрытие отсека 10 образовано главной палубой 2, имеющей повышенную прочность. Турбогенератор 25 обеспечен системами автоматического регулирования и защиты, маслоснабжения, охлаждения, насосным и теплообменным оборудованием, электрооборудованием, смонтированными, в частности, на общей раме, установленной на низкочастотных амортизаторах (не показаны).

Основными элементами турбогенератора 25 являются паровая конденсационная турбина, например типа ПТ-25, активного типа, многоступенчатая со ступенями давления, а также электрический генератор, например типа Т-25, 6-2В3, с системой возбуждения и воздушной системой охлаждения, синхронный, двухполюсный, трехфазного тока частотой 50/60 Гц.

Выработанный электрический ток от турбогенератора 25 посредством фидерного устройства 26 передается на берег. Фидерное устройство представляет собой плоский шлейф, набранный из 20-25 кабелей диаметром до 40 мм каждый, сложенный в виде петли диаметром примерно 1,6 м. Шахта 27 для размещения фидерного устройства 26 расположена в кормовой части судна. С помощью устройства подвижки кабельной петли возможно ее вытравливание на определенную длину.

На верхней 3, главной 2, средней 4 и нижней палубах судна размещены системы управления судном и жизнеобеспечения, которые включают, в частности, расположенные в отдельных помещениях пост управления судовыми системами и устройствами 28, автономные источники питания, такие как дизель-генераторы 29 (различной мощности) и аккумуляторные батареи 30, жилые и бытовые помещения персонала станции 31. С помощью дизель-генераторов 29 производят разогрев теплоносителя перед вводом станции в эксплуатацию, пуск и управление парогенератором 16, обслуживание оборудования станции.

Аккумуляторную батарею 30 используют как резервный источник питания.

На АЭС с одним реактором в качестве резервного источника электроэнергии возможно использование газотурбогенераторной установки 31.

На верхней палубе судна 3 расположены ходовая рубка и оборудование, предназначенное для обслуживания судна, в частности носовые и кормовые якорные, буксирные и швартовые устройства, спасательные средства, средства передвижения (разъездные катера), вертолетная площадка (не показана).

В межбортном пространстве 6 и двойном днище 7 размещены необходимые для эксплуатации судна балластные и топливные цистерны, цистерны с запасом питательной воды (для парогенератора), а также специальный объем для сбора грязных вод, заполняемый при переполнении дренажной цистерны, находящейся внутри корпуса энергоблока 9.

С учетом условий эксплуатации корпус энергоблока 9 и машинный отсек 10 с турбогенератором 25 снабжены средствами биологической защиты, обеспечиваемой в пределах выделенных зон строгого режима, такими как средства дезактивации помещений таких зон и конструкций судна, стационарное и переносное оборудование радиационного контроля, санпропускники, обмывочное оборудование и др.

Сбор мытьевых вод санпропускника, дезактивационных вод, вод осушительной системы зоны строго режима осуществляется в специальные цистерны вкладного типа, а после дозиметрического контроля эти воды подлежат сливу за борт или передаче на специальные пункты сбора.

Система обеспечения ядерной безопасности в процессе эксплуатации плавучей атомной электростанции является многоаспектной и реализует функции защиты, локализации, обеспечения работы и управления. Функция защиты выполняется системой стержней, вводимых с максимальной скоростью при обесточивании приводов, а также системой охлаждения реактора (дополнительной аварийной) путем пассивного теплоотвода при естественной циркуляции воды через теплообменники в баки запаса воды без потребления электроэнергии. Функция локализации обеспечивается эффективностью системы барьеров, предотвращающих распространение радиоактивных продуктов в окружающую среду, в которую входят тепловая матрица, оболочка тепловыделяющих элементов, прочный корпус реактора, страховочный корпус, защитная оболочка вокруг реактора, корпус энергоблока.

Функция обеспечения работы реализуется источниками электропитания защитных и управляющих систем (дополнительные источники электропитания - дизель-генераторы и аккумуляторная батарея) и поддержанием нормального режима работы первичного контура охлаждения с теплоносителем. Функция управления обеспечивается автоматической системой управления технологическими процессами и аварийной защиты.

Погрузка и выгрузка активной зоны реактора производится только целиком, совместно с выемной частью реактора, с применением скафандров для отработанной и новой выемных частей. В случае аварии - падения скафандра в море - ядерная безопасность не будет нарушена, т.к. активная зона остается в подкритичном состоянии при контакте с водой. При транспортировке и хранении отработанной активной зоны должно быть предусмотрено заполнение контейнера с активной зоной в подкритичном состоянии теплоносителем свинец-вистмут с последующим его охлаждением.

Транспортировка самой плавучей АЭС к месту назначения может быть осуществлена с помощью судов, предназначенных для транспортировки буровых вышек, например судов с погружаемой палубой, или посредством буксировки морскими буксирами. Отсутствие движительной установки, средств навигации и т.п. на судне удешевляет эксплуатацию АЭС, которая должна длительное время находиться на приколе, упрощает ее конструкцию.

Габариты судна, как и мощность плавучей АЭС определяются конкретной компоновкой оборудования, т.е. количеством установленных реакторов и парогенераторов в энергоблоке, а также числом турбогенераторов, связанных с энергоблоком.

Расчеты показывают, что для плавучей АЭС с одним реактором и одним турбогенератором может быть использовано несамоходное судно длиной 98 м, шириной (наибольшей) 18 м, высотой борта 6,5 м и средней осадкой 4,5 м. Материал корпуса - судостроительная сталь. Такое судно имеет полное водоизмещение 7600 т, а годовая выработка электроэнергии, передаваемой на берег, составляет около 330•10⁶ кВт при выработке турбогенератором напряжения порядка 6-10 кВ.

Энергопотребление парогенератора составляет около 500 кВт, а турбогенератора и другого вспомогательного оборудования - около 300 кВт, при этом расходуется вырабатываемая на АЭС энергия.

Ресурс активной зоны реактора на быстрых нейтронах в 50 тыс. эфф. час позволяет эксплуатировать плавучую АЭС циклами примерно по 7 лет между перезарядками реактора, с периодическим пополнением запаса дизельного топлива для автономных источников электроэнергии.

Общий срок службы плавучей АЭС, определяемый сроком службы основного оборудования, составляет около 30 лет.

В работе станции исключаются выбросы загрязненных радиоактивных сред (вода, инертный газ, воздух) в атмосферу и акваторию, что обеспечивает экологически чистую эксплуатацию плавучей АЭС.