ПЕРЕЛІК УМОВНИХ ПОЗНАЧЕНЬ
АЕС – атомна електрична станція;
АЗ – активна зона;
ВВЕР – водо-водяний енергетичний реактор;
ГЦН – головний циркуляційний насос;
ДКЯР – державний комітет ядерного регулювання;
ЗІЗ – засоби індивідуального захисту;
НТД – нормативно технічна документація;
ОЕСР – організація економічного співробітництва та розвитку;
ОРР – одиниця розділення роботи;
РУ – реакторна установка;
САОЗ – система аварійного охолодження активної зони;
СУЗ – система управлінням захисту;
ТВЕЛ – тепло - виділяючий елемент;
ТВЗ – тепло - виділяюча збірка;
ЯЕУ – ядерна енергетична установка;
ЯП – ядерне паливо.
ЗМІСТ
Перелік умовних позначень…………………………………………………….…..7
Вступ…………………………………………………………………....…………....11
1 Опис реакторної установки та її компонентів……………………………..........12
1.1 Система компенсації тиску …………………………………………………....15
1.2 Система управління і контролю ……………………………………………….16
1.3 Система аварійного охолоджування активної зони ………………………….16
1.4 Внутрішня шахта реактора ВВЕР-1000……………………………………….17
1.5 Корпус реактора ВВЕР-1000…………………………………………………...18
1.6 Активна зона реактора …………………………………………………………18
2 “Пряма” заміна двукисневого палива напаливо на основі силіциду урану.......23
2.1 Вихідні дані.……………………………………………………………………..23
2.2 Опис твела базової конструкції…………………………………………..……24
2.3 Опис твела проектованої конструкції…………………………………………25
2.4 Розрахунок кількості палива та його збагачення у проектованому твелі…...27
2.4.1 Визначення маси урану у паливному сердечнику базової конструкції……………………………………………………………………………………27
2.4.2 Визначення об’єму цирконієвого сплаву, що міститься у деталях, потрібних для розділення паливного сердечника на секції……………………………..29
2.4.3 Визначення об’єму займаного паливною композицією у проектованій конструкції твела……………………………………………………………………30
2.4.4 Визначення об'єму займаного паливною композицією у проектованій конструкції твела……………………………………………………………………31
2.5 Технологічний процес виготовлення проектованого твела………………….35
3 Теплофізичний розрахунок базового твела…………………………………..40
3.1 Вихідні дані…………………………………………………………………….40
3.2 Визначення максимальної температури палива в базовому твелі на початок та кінець кампанії…………………………………………………………………...41
3.3 Розрахунок максимального тиску під оболонкою…………………………46
3.4 Розробка технологічного процесу виготовлення твела…………………...48
4 Теплофізичний розрахунок проектованого твела……………………………50
4.1 Вихідні дані…………………………………………………………………….51
4.2 Визначення максимальної температури палива в проектованому твелі на початок та кінець кампанії…………………………………………………………..52
4.3 Розрахунок максимального тиску під оболонкою…………………………56
5 Економічне обґрунтування…………………………………………………….59
5.1 Теоретична частина. Продуктивнiсть працi………………………………..60
5.1.1 Продуктивнiсть працi: сутнiсть i значення……………………………….60
5.1.2 Показники і методи вимірювання продуктивності праці……………….62
5.2 Розрахунок вартості базової ТВЗ……………………………………….…..65
5.3 Розрахунок вартості ТВЗ з твелами проектованої конструкції…………..68
5.4 Порівняння техніко-економічних показників……………………………….71
6 Охорона праці та навколишнього середовища………………………………73
6.1 Загальні питання охорони праці…………………………………..…………73
6.1.1 Поняття про безпеку атомних станцій…………………………………….73
6.1.2 перелік небезпечних і шкідливих факторів, що виникають при експлуатації АЕС…………………………………………………………………………………74
6.2 Законодавство про безпечну експлуатацію атомних станцій……………..75
6.3 Промислова санітарія…………………………………………………………76
6.3.1 Метеорологічні умови………………………………………………………77
6.3.2 Вентиляція й опалення……………………………………………………...77
6.3.3 Виробниче освітлення………………………………………………………78
6.3.4 Шум і вібрація……………………………………………………………….80
6.4 Промислова безпека…………………………………………………………..81
6.4.1Дозові межі радіаційної безпеки для обслуговуючого складу та населення…………………………………………………………………………….………82
6.4.2 Основні вимоги охорони праці при проектуванні та експлуатації АЕС…………………………………………………………………………………83
6.4.3 Відповідальність та функції експлуатуючої організації щодо забезпечення безпеки АС………………………………………………………………………… 88
6.5 Пожежна безпека……………………………………………………………....89
6.6 Дія АЕС на навколишнє середовище……………………………………..….91
Висновки………………………………………………………………….…………92
Список джерел інформації………………………………………………………..93
ВСТУП
У даний час вже не викликає сумнівів той факт, що саме ядерна енергетика може найбільш надійно забезпечити зростаюче енергоспоживання суспільства. Легко досяжні запаси органічного палива в Україні не безмежні. Неухильно ростуть витрати на здобич і перевезення органічного палива, збільшується частка трудових ресурсів, зайнятих постачанням паливом народного господарства. До того ж доцільно зберегти нафту, вугілля та газ як цінну сировину для інших галузей промисловості.
Аварія на Чорнобильській АЕС зумовила необхідність ревізії поглядів, що склалися, на можливості обмеження ядерної енергетики, її місце в енергозабезпеченні. Визначаючою при ревізії з'явилася безпека атомних станцій, шляхи і засоби її забезпечення.
У більшості фахівців не викликає сумнівів твердження, що на найближчі декілька десятиріч вже визначилися типи реакторів, які створюватимуться і використовуватимуться в промислових масштабах - ВВЕР, швидкі реактори і високотемпературні.
Зараз робляться дослідження по створенню конструкцій та палива, позбавлених недоліків або "вузьких місць", характерних для сучасних реакторів
В даній роботі стандартне паливо у вигляді UO2 таблеток змінюємо на металевий нелегований уран. При “прямій” заміні палива визначимо додаткову частину палива яка буде завантажена в твел. У зв'язку з цим можливе зниження збагачення нового палива призведе до зменшення собівартості тепловиділяючої збірки з проектованими твелами.
1 Опис реакторної устанвки та її компонентів
Водо-водяні енергетичні реактори без кипіння води в активній зоні одержали найбільше поширення в усьому світі. Реактор ВВЕР-1000 є реактором корпусного типу з водою під тиском, яка виконує функцію теплоносія і сповільнювача.
Рисунок 1.1 − Технологічна схема енергоблоку з реакторами ВВЕР
Технологічна схема енергоблоків з реакторами ВВЕР має два контури:
- перший контур - радіоактивний. Він включає реактор і циркуляційні петлі охолоджування. Кожна петля містить головний циркуляційний насос (ГЦН), парогенератор і дві головні запорні засувки (ГЗЗ). До однієї з циркуляційних петель першого контура приєднаний компенсатор тиску, за допомогою якого в контурі підтримується заданий тиск води, що являється у реакторі і теплоносієм і сповільнювачем нейтронів. Енергоблоки з ректором ВВЕР-1000 мають по 4 циркуляційні петлі на кожен блок;
- другий контур – нерадіоактивний. Він включає парогенератори, паропроводи, парові турбіни, сепаратори-пароперегрівачі, живильні насоси (ЖН) і трубопроводи, деаератори і регенеративні підігрівачі.
Парогенератор є загальним устаткуванням для першого і другого контурів. У ньому теплова енергія, вироблена в реакторі, від першого контура через теплообмінні трубки передається другому контуру Насичена пара, що виробляється в парогенераторі, по паропроводу поступає на турбіну, яка приводить в обертання генератор, що виробляє електричний струм.
У системі охолоджування конденсаторів турбін на АЕС використовуються баштові градирні і водосховище - охолоджувач.
Корпус реактора є вертикальною циліндровою посудиною високого тиску з кришкою, що має роз'єм з ущільненням і патрубки для входу і виходу теплоносія. Усередині корпусу закріплюється шахта, яка є опорою для активної зони і частини внутрішньокорпусних пристроїв і служить для організації внутрішніх потоків теплоносія.
Активна зона реакторів зібрана з шестигранних тепловиділяючих збірок (ТВЗ), котрі містять тепловиділяючі елементи (твели) стержньового типу з сердечником з двоокису урану у вигляді таблеток, що знаходяться в оболонці з цирконієвого сплаву. В тепловиділяючих збірках твели розміщені по трикутним решотки і укладені в чохол з цирконієвого сплаву. У свою чергу, ТВЗ також зібрані у трикутні решотки з кроком 241 мм. Нижні циліндрові частини ТВЗ входять в отвори опорної плити, верхні - в дістанціонуючу притискну плиту. Зверху на активну зону встановлюється блок захисних труб, що дістанціонує касети і запобігає спливанню і вібрації. На фланець корпусу встановлюється верхній блок з приводами системи управління і захисту (СУЗ), що забезпечує ущільнення головного роз'єму. Регулювання реактора здійснюється переміщуваними регулюючими органами, і як правило, рідким поглиначем.
Рис. 1.2 дає представлення про компонування активної зони і реактора.
Рисунок 1.2 − Конструкція реактора ВВЭР1000: 1 - верхній блок; 2 - привід СУЗ; 3 - шпилька; 4 - труба для завантаження зразків-свідків;
5 - ущільнення; 6 - корпус реактора; 7 - блок захисних труб; 8 - шахта; 9 - вигородка активної зони; 10 - паливні збірки; 11 - теплоізоляція реактора; 12 - кришка реактора; 13 - регулюючі стержні; 14 - твели; 15 - фіксуючі шпонки.
Теплоносій поступає в реактор через вхідні патрубки корпусу, проходить вниз по кільцевому зазору між шахтою і корпусом, потім через отвори в опорній конструкції шахти підіймається вгору через тепловиділяючі збірки. Нагрітий теплоносій виходить з головок ТВЗ в міжтрубний простір блоку захисних труб і через перфоровану обічайку блоку та шахти відводиться вихідними патрубками з реактора.
У якості ядерного палива використовуються таблетки двоокису урана з початковим збагаченням по 235U у стаціонарному режимі в діапазоні від 2,4 до 4,4 % (по масі).
Реактор ВВЕР-1000 володіє важливою властивістю саморегулювання: при підвищенні температури теплоносія або потужності реактора відбувається зниження інтенсивності ланцюгової реакції в активній зоні і в підсумку зниження потужності реактора.
Технічний контроль параметрів становищ устаткування і трубопроводів, управління і захисту устаткування від пошкоджень при порушенні в роботі першого контура, а також інших контурів і інших систем установки здійснюється системою контролю, управлінням захисту(СУЗ).
Енергія ділення ядерного палива в активній зоні реактора тепловою потужністю 3000 МВт відводиться теплоносієм з температурою 322°С. Витрата води через реактор 15800 кг/с, а робочий тиск в першому контурі 16 МПа. В парогенераторі теплоносій віддає тепло робочому тілу і за допомогою ГЦН повертається в реактор.