109

ЗМІСТ

Перелік умовних позначень………………………………………….………….11

Вступ…………………………………………………………...…....…………....12

1 Опис реакторної установки та її компонентів………………………..........13

1.1 Система компенсації тиску …………………………………………..……..16

1.2 Система управління і контролю ……………………………………………17

1.3 Система аварійного охолоджування активної зони ………………………17

1.4 Внутрішня шахта реактора ВВЕР-1000………………………………….…18

1.5 Корпус реактора ВВЕР-1000………………………………………………..18

1.6 Активна зона реактора ……………………………………………...………19

1.7 Опис конструкції ПГ………………………………………………..……….23

1.7.1 Призначення, характеристика і короткий опис устаткування………….23

1.7.2 Опис технологічної схеми………………………………………..……….28

1.7.3 Взаємодія з іншими системами………………………………………..….29

2 Експериментальна частина ……………………………………………..…….33

2.1 Модернізована схема водоживлення і продування пгв-1000……………33

2.2 Реконструкція пг………………………………………………….....…..…34

2.3Шляхи, методи й засоби підвищення надійності й продовження експлуатації пгв-1000 …………………………………………………………...45

3 Розрахунок теплової схеми парогенератора для реактора ВВЕР-440….…..52

3.1 Вихідні дані…………………………………………………………………..52

4. Охорона праці і навколишнього середовища ………………………………64

4.1 Загальні питання охорони праці…………………………………………….64

4.1.1 Поняття про безпеку атомних станцій……………………………...……64

4.1.2 Перелік небезпечних і шкідливих факторів, що виникають при експлуатації АЕС ………………………………………………………………..65

4.2 Промислова санітарія………………………………….…………………….66

4.2.1 Метеорологічні умови …………………………………….………………66

4.2.2 Вентиляція й опалення…………………………………………...………..67

4.2.3 Виробниче освітлення…………………………………………..…………67

4.2.4 Шум і вібрація……………………………………………..……………….70

4.3 Пожежна безпека АЕС …………………………………….………………..71

4.4 Дія АЕС на навколишнє середовище ………………………...……………72

4.5 Індивідуальне завдання………………………………………….…………..74

4.5.1 Норми радіаційної безпеки ……………………………………....……….74

4.5.2 Правила експлуатації АЕС ……………………………………………….75

5 Цивільний захист ………………………………………………………...……81

6 Економічна оцінка та обґрунтування ……………………………….………87

6.1 Загальна характеристика роботи …………………………………….……..87

6.2 Визначення трудомісткості НДР ………………………………..………….87

6.3 Побудова лінійного графіка виконання робіт …………………..…………88

6.4 Розрахунок планової собівартості виконуваної роботи ………..…………90

6.5 Визначення прибутку та договірної ціни НДР …………………..………..95

6.6 Оцінка наукової та науково-технічної результативності НДР…...……….97

6.7 Висновки по економічному обґрунтуванню роботи …………………...…99

Висновки …………………………………………………………………….…100

Список джерел інформації ………………………………………………….…101

ПЕРЕЛІК УМОВНИХ ПОЗНАЧЕНЬ

АЕС – атомна електрична станція;

АЗ – активна зона;

БОУ – блокова знесолюючих установка;

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;

ВКП – внутрішньо корпусні пристрої;

ЗДЛ – занурений дірчастий лист;

ВХР – водо хімічний режим;

ППР – планово попереджувальні роботи;

ОКБ "ГП" – дослідне конструкторське бюро "Гідропрес";

ЯП – ядерне паливо;

ЯЕУ – ядерна енергетична установка.

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 буде розглянута модернізація парогенератора ПГВ-1000 для підвищення КПД та надійності в реакторі ВВЕР-1000.