ОТЧЕТ ПО ПРАКТИКЕ. Производственная практика, практика по получению профессиональных умений и опыта профессиональной деятельности. СОДЕРЖАНИЕ

Стр 1 из 2Следующая ⇒

МИНИСТЕРСТВО НАУКИИ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ

РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ

УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ

«СЕВАСТОПОЛЬСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Институт ядерной энергии и промышленности

Кафедра «Электроэнергетические системы атомных станций»

№	Дата поступления на кафедру	Подпись отв. за регистрацию	Подпись преподавателя

ОТЧЕТ ПО ПРАКТИКЕ

Производственная практика, практика по получению профессиональных умений и опыта профессиональной деятельности

Выполнил

Студент группы Эс/б-17-1-о

Богатёнков В.М.

Направление подготовки:

13.03.02 Электроэнергетика и

электротехника

Руководитель практики от

Университета:

Омельченко Н.В.

Севастополь

2020 г.

СОДЕРЖАНИЕ

1.	Цели и задачи производственной практики (практике по получению профессиональных умений и опыта профессиональной деятельности)
2.	Тема: «Цикл производства электроэнергии на АЭС»
3.	Материалы производственной практики
3.1	Принцип работы атомной электростанции
3.2	Безопасность и экологичность АЭС
4.	Основная и дополнительная литература

1. Цели и задачи производственной практики

Целями производственной практики являются:

– непосредственное участие студента в деятельности производственной, проектной, монтажной или научно-исследовательской организации;

– закрепление и углубление теоретических и практических знаний, полученных во время аудиторных занятий при изучении общеобразовательных и специальных дисциплин, учебной практики;

– приобретение профессиональных умений и навыков в области проектирования, монтажа и эксплуатации электроустановок электрических станций и подстанций;

– ознакомление студентов с правилами эксплуатации электрического оборудования;

– объемами и нормами профилактических испытаний;

– организацией плановых предупредительных ремонтов;

– последовательная подготовка для дальнейшего изучения специальных дисциплин и приобретение навыков практической работы с коммутационной аппаратурой;

– релейной защиты и автоматики в соответствии с требованиями к уровню и содержанию подготовки бакалавров по направлению подготовки 13.03.02 «Электроэнергетика и электротехника».

Задачами производственной практики являются:

– изучение организационной структуры предприятия (или организации, имеющей производственную базу), ознакомление с его службами, цехами, отделами, системой управления;

– ознакомление с основным энергетическим и электротехническим оборудованием системы электроснабжения;

– изучение схемы соединений электроустановки, нормирования расхода электропотребления, обеспечения условий надежности и бесперебойности работы основного и вспомогательного оборудования, вопросов обеспечения качества электроэнергии;

– получение практических навыков чтения и составления принципиальных схем электроустановок;

– изучение и анализ режимов работы электрооборудования, релейной защиты и противоаварийной автоматики, защиты от перенапряжений и заземляющих устройств;

– овладение навыками выполнения электромонтажных и ремонтных работ;

– приобретение навыков проектирования отдельных энергетических объектов;

– приобретение навыков проектирования электрических станций;

– изучение вопросов применения в производственной деятельности предприятия (или организации) современной компьютерной техники и компьютерных технологий;

– изучение вопросов обеспечения безопасности жизнедеятельности и охраны окружающей среды;

– подготовка материалов для выполнения выпускной квалификационной работы.

– получение практических навыков чтения и составления принципиальных схем электроснабжения и отдельных электроустановок;

– овладение навыками выполнения электромонтажных и ремонтных работ;

– подготовка материалов для выполнения выпускной квалификационной работы.

Производственная практика предусматривает наряду с решением указанных задач выполнение индивидуального задания кафедры.

Одной из основных задач производственной практики является овладение навыками безопасного проведения работ, приобретение общекультурных и профессиональных компетенций, получение рабочей специальности. За время прохождения практики студенты должны пройти на производстве комиссионную проверку знаний техники безопасности и получить оформленный удостоверением допуск на работы с электротехническими установками по квалификационной группе не ниже III.

2. Тема: «Цикл производства электроэнергии на АЭС»

В первом разделе индивидуального вопроса «Принцип работы атомной электростанции» даны ответы на следующие вопросы:

- Что такое АЭС?

- Какие существуют типы ядерных реакторов?

- Как регулируется мощность реактора?

- Какова схема станции?

- Какие основные процессы происходят во время работы АЭС?

- Чем обеспечивается безопасность и экологичность АЭС?

Во втором разделе «Основные принципы организации потребления электроэнергии в России» рассмотрены вопросы получения электроэнергии сбытовой компанией с дальнейшей перепродажей населению и оптовым закупщикам.

3. Материалы производственной практики

3.1 «Принцип работы атомной электростанции»

Атомная электростанция — комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии:

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

2. Тепловая энергия переходит в механическую

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Основой станции является реактор — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем — жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Основным элементом реактора является активная зона(1). Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2): парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами.

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 5 АЭС с двухконтурными реакторами.

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурными реакторами.

3.2 Безопасность и экологичность АЭС

Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них – это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности.

Необходимо отметить также применение на современных российских атомных энергоблоках активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.

В реакторах ВВЭР применена конструкция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и повышается паросодержание. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само повышение паросодержания в активной зоне приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика реактора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводиться без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара - риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды. Если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы аварийного расхолаживания (по насосу на каждую трубу).

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены три независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода первого контура максимального диаметра. Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя. Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.

Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, то есть, как говорят специалисты, будет обеспечена рециркуляция теплоносителя.

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый – это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый – это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки.

Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие – например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Контайнмент выдерживает внутреннее давление в 5 кг/см2 и внешнее воздействие от ударной волны, создающей давление 30 кПа, и падающего самолета массой 5 тонн. То есть если предположить, что вся поданная в реактор вода превратится в пар и, как в гигантском чайнике, будет давить изнутри на крышку, то оболочка выдержит и это колоссальное давление. Таким образом, купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.

Объем контайнмента довольно большой – 75 тыс. куб. метров, риск скопления в нем водорода во взрывоопасной концентрации значительно меньше, чем на АЭС «Фукусима-1». В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена спринклерная система, которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.

В частности, одним из элементов системы аварийного охлаждения активной зоны современных российских АЭС являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. Каждая емкость представляет собой толстостенный сосуд из двухслойной стали объемом 60 кубических метров, работающий под давлением в 60 атмосфер и выше. В случае максимальной проектной аварии – разрыва первого контура охлаждения реактора – содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Такого количества раствора достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки.

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающих локализацию радиактивных веществ в пределах гермооболочки. К ним относятся упомянутые выше системы удаления водорода (с пассивными рекомбинаторами); защиты первого контура от превышения давления; отвода тепла через парогенераторы; отвода тепла от защитной оболочки и устройство локализации расплава (так называемая «ловушка расплава»). Например, система отвода тепла от защитной оболочки обеспечивает долговременный отвод тепла при любых аварийных ситуациях, в том числе и при полном обесточивании АЭС. Что касается устройства локализации расплава, то оно обеспечивает локализацию расплава и исключает возможность его выхода за пределы гермооболочки при любых сценариях. Впервые им была оснащена АЭС «Тяньвань» в Китае, построенная по российскому проекту. Оно предусмотрено также и в новом проекте «АЭС-2006». Фактически это холодный тигель, расположенный под реактором и заполненный так называемым «жертвенным» материалом из оксидов железа и борной кислоты, который позволяет мгновенно заглушить реакцию. Его наличие позволяет гарантировать, что расплавленное топливо, «упав» в этот огнеупорный стакан, останется в стабильном состоянии, то есть будет сохранена подкритичность расплава.

Стечение природных катаклизмов на территории расположения АЭС в России, которые могут повлечь за собой аварию, сопоставимую с аварией на станции «Фукусима-1», невозможно. В настоящее время все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера).

Предотвращение отказов и нарушений норм безопасной эксплуатации обеспечивается за счет выбора безопасной площадки размещения АЭС, применения консервативных принципов проектирования, наличия системы обеспечения качества при выборе площадки, проектировании, строительстве и эксплуатации, а также культуры безопасности. Выбор безопасной площадки предполагает, в частности, определение прогнозируемого уровня сейсмического воздействия, который вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока. Например, в ходе дополнительных исследований в районе 8-10 балльной сейсмичности могут быть выделены пригодные площадки в пределах 7-балльной зоны сейсмичности и однородных массивов гранитоидов, вдали от эпицентров мелкофокусных землетрясений. При выполнении таких работ в расчет берется уровень сейсмичности максимального расчетного землетрясения (МРЗ), которое может произойти с вероятностью 1 раз в 10 тысяч лет (и не более 8 баллов). Исходя из этого прогноза осуществляется выполнение соответствующих расчетов для строительных конструкций, проектирование всех трубопроводов и оборудования. При необходимости оборудование оснащается гидроамортизаторами.

Действующими нормами запрещено размещать АЭС: на площадках, расположенных непосредственно на активных разломах; на площадках, сейсмичность которых характеризуется интенсивностью максимальных расчетных землетрясений (далее – МРЗ) более 9 баллов по шкале сейсмической активности Медведева-Шпонхойера-Карника; на территории, в пределах которой нахождение атомных электростанций запрещено природоохранным законодательством.

Наконец, наличие собственных сил гражданской обороны и ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций (ГО и ЧС) на каждой АЭС делает максимально оперативным реагирование на нештатные ситуации. Эти подразделения находятся в постоянной готовности и оснащены необходимыми техническими средствами, в том числе резервными источниками питания и резервными насосами. Обычные пожарные машины могут подключаться к любому энергоблоку через специальные штуцеры на корпусах блоков, которые разнесены на разные стороны с тем, чтобы не быть одновременно поврежденными. Существуют специальные штабы по управлению кризисными ситуациями (например, Ситуационно-кризисный центр Росатома и такой же собственный центр АО «Концерн Росэнергоатом»), осуществляется планирование мероприятий в случае ЧС, регулярно проводятся соответствующие учения. Такие антикризисные центры в случае необходимости оперативно согласуют свои действия с МЧС РФ и Министерством энергетики РФ. Наконец, существуют также убежища и средства защиты персонала на площадке каждой АЭС. С точки зрения защиты от террористов, все действующие АЭС надежно охраняются Внутренними войсками МВД России, которые имеют необходимое вооружение, технику и оснащение. Система охраны периметра объектов построена таким образом, что любой террорист (нарушитель) будет задержан на линии охраны. Пронос (провоз) на территорию АЭС запрещенных предметов (оружие, боеприпасы и пр.) невозможен, на всех КПП установлены приборы обнаружения и видеонаблюдения. Таким образом, совершение противоправных действий, которые повлекут тяжкие последствия для жизни и здоровья граждан, маловероятно.

12 Следующая ⇒