ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Продление срока службы и вывод из эксплуатации ядерного энергоблока из "Тепловое и атомные электростанции изд.3 " Вертикальные ПГ выполняются с принудительной сепарацией пара в центробежных сепараторах-циклонах с осевым или радиальным подводом пароводяной смеси. [c.219] На рис. 2.46 представлен центробежный сепаратор с осевым подводом пара. Пароводяная смесь по патрубку входа поступает к лопаточному завих-рителю и получает вращательное движение. Центробежной силой вода отжимается к стенке и через отверстия в ней отводится в объем между сепараторами. Пар выходит из сепаратора через верхний торец. При расходе пара через сепаратор = = 2,5—2,7 кг/с влажность пара на выходе составляет 5—8 %, необходима вторая ступень сепарации. [c.219] В осевых сепараторах с более глубокой осушкой пара (рис. 2.47) [57] последовательно установлены три лопаточных завихрителя. Вода, отжимаемая к стенке, через отверстия в стенке внутреннего корпуса входит в кольцевой канал между внутренним и внешним корпусами, проходит завихритель противозахватного устройства, в котором из воды выделяется захваченный ею пар, и выходит затем в объем между сепараторами. Пар выходит из сепаратора через верхний торец. [c.219] Необходимое число сепараторов = G /G , где — расход пара через сепаратор, обеспечивающий требуемую влажность пара, кг/с. Диаметр плиты, на которой устанавливаются сепараторы, рассчитывают по (2.66). [c.219] Вторая ступень сепарации в вертикальных ПГ — жалюзийные сепараторы, устанавливаемые вертикально. В некоторых конструкциях зарубежных вертикальных ПГ (США, ФРГ) применяют сепараторы с радиальным (тангенциальным) подводом пароводяной смеси [57]. [c.219] Жизненный цикл ядерного энергоблока включает в себя проектирование блока и его сооружение, ввод энергоблока в эксплуатацию и его эксплуатацию (включая этап подготовки блока к продлению срока службы или выводу из эксплуатации), продление срока службы блока (если это возможно), вывод энергоблока из эксплуатации. [c.219] Ядерные энергоблоки обладают, как правило, значительной единичной мощностью и относительно дли- ельным сроком службы (30—50 лет). За период эксплуатации оборудования блока происходит его износ, физическое и моральное старение, в результате чего снижаются его надежность и безопасность эксплуатации. Это приводит к необходимости остановки блока для проведения работ по продлению срока его службы или выводу из эксплуатации (рис. 2.48). [c.219] в США в рамках программы ПСС Министерство энергетики и некоторые ведущие реакторостроительные и энергетические фирмы выполнили значительный объем работ по планированию капиталовложений, мониторингу состояния оборудования, оценке предельных сроков службы оборудования АЭС и причин, их ограничивающих. В табл. 2.25 приведены результаты работ, выполненных фирмой Дженерал элекгрию) для АЭС с реакторами BWR по определению сроков службы оборудования энергоблоков [50]. [c.220] Решение о продолжении эксплуатации ядерно-го энергоблока по истечении проектного срока службы требует экономической оценки по схеме затраты—выгоды. [c.220] Затраты на ПСС состоят из прямых и косвенных. Долгосрочные выгоды от ПСС включают в себя отсрочку затрат на вывод энергоблока из эксплуага-ции, возможность производства более дешевой электроэнергии вследствие улучшения характеристик энергоблока в результате его реконструкции или модернизации. [c.220] Краткосрочные преимущества ПСС заключаются в улучшении эксплуатационной готовности и КПД энергоблока, возможном повышении уровня мощности, улучшении цикла ядерного топлива, снижении эксплуатационных расходов. [c.220] Выгоды, млн долл. [c.221] Дополнительный экономический эффект будет подучен от отсрочки затрат на снятие энергоблока с эксплуатации. Для энергоблоков с реакторами РБМК эти затраты оцениваются от 180 млн [85] до 490 млн долл. на блок (см. табл. 2.29) [63]. При принятой норме дисконтирования перенос этих затрат на 10 лет равносилен их снижению до 70 млн и 200 млн долл. соответственно. [c.221] В качестве иллюстрации экономической эффективности ПСС в табл. 2.26 приводятся результаты модернизации энергоблока с реактором PWR [50]. [c.221] В целом удельные затраты на ПСС блока с реактором PWR на 20 лет оцениваются в 1100 долл/кВт, если время остановки для осуществления замены оборудования будет равно 24 мес. Эти затраты быстро уменьшаются, если программа ПСС потребует более длительной (на 36—48 мес) остановки энергоблока. [c.221] Особое внимание при осуществлении программы ППС согласно действующей концепции будет обращено на обоснование остаточного ресурса не-заменяемых элементов корпуса (для реактора ВВЭР), внутрикорпусных устройств, оборудования бетонной шахты реактора, основных здании, сооружении и строительных конструкций. [c.221] Срок эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР прежде всего определяется ресурсом корпуса реактора. Исчерпание этого ресурса происходит из-за радиационного охрупчивания металла корпуса и его сварных швов под действием излучения. Пластические свойства металла корпуса восстанавливают его высокотемпературным отжигом. [c.221] Остаточный ресурс внутрикорпусных устройств определяют в ходе исследования состояния металла с выявлением возможных дефектов и изменения геометрических характеристик этих устройств. [c.221] Остаточный ресурс зданий и сооружений оценивают в ходе их инженерного обследования. При этом особое внимание уделяется зданиям, сооружениям и строительным конструкциям, важным для безопасности энергоблока, таким, например, как гермоограждения систем безопасности. [c.221] Все виды перечисленных исследований будут иметь в своей основе анализ истории эксплуатации энергоблока, включая базы данных по эксплуатации основного оборудования энергоблока и его систем, трубопроводов, конструкций и сооружений по циклам их нагружения и ресурсным характеристикам, техобслуживанию, ремонтам и модернизациям. [c.221] Вернуться к основной статье