- •1.7.2 Опис технологічної схеми………………………………………..……….28
- •2.1 Модернізована схема водоживлення і продування пгв-1000……………33
- •2.2 Реконструкція пг………………………………………………….....…..…34
- •4.2.1 Метеорологічні умови …………………………………….………………66
- •4.2.4 Шум і вібрація……………………………………………..……………….70
- •4.5 Індивідуальне завдання………………………………………….…………..74
- •1 Опис реакторної устанвки та її компонентів
- •1.1 Система компенсації тиску
- •1.2 Система управління і контролю
- •1.3 Система аварійного охолоджування активної зони
- •1.4 Внутрішня шахта реактора ввер-1000
- •1.5 Корпус реактора ввер-1000
- •1.6 Активна зона реактора
- •1.7 Опис конструкції пг
- •1.7.1 Призначення, характеристика і короткий опис устаткування
- •1.7.3 Взаємодія з іншими системами
- •2 Експериментальна частина
- •Горячее днище (торец) Холодное днище (торец)
- •3 Розрахунок теплової схеми парогенератора для реактора ввер-440
- •4 Охорона праці і навколишнього середовища
- •4.1 Загальні питання охорони праці
- •4.1.1 Поняття про безпеку атомних станцій
- •4.1.2 Перелік небезпечних і шкідливих факторів, що виникають при експлуатації аес
- •4.2 Промислова санітарія
- •4.2.1 Метеорологічні умови
- •4.2.2 Вентиляція й опалення
- •4.2.3 Виробниче освітлення
- •4.2.4 Шум і вібрація
- •4.3 Пожежна безпека аес
- •4.4 Дія аес на навколишнє середовище
- •4.5 Індивідуальне завдання
- •4.5.1 Норми радіаційної безпеки
- •4.5.2 Правила експлуатації аес
- •5 Цивільний захист
- •6 Економічна оцінка та обгрунтування
- •6.1 Загальна характеристика роботи
- •6.2 Визначення трудомісткості ндр
- •6.3 Побудова лінійного графіка виконання робіт
- •6.4 Розрахунок планової собівартості виконуваної роботи
- •6.5 Визначення прибутку та договірної ціни ндр
- •6.6 Оцінка наукової та науково-технічної результативності ндр
- •6.7 Висновки по економічному обґрунтуванню роботи
1.1 Система компенсації тиску
Система компенсації тиску теплоносія - автономна система ядерного реактора, що підключається до контура теплоносія з метою вирівнювання коливань тиску в контурі під час роботи реактора, що виникають за рахунок теплового розширення і включає:
– паровий компенсатор тиску;
– барботер;
– імпульсні - запобіжні пристрої;
– трубопроводи і арматуру.
1.2 Система управління і контролю
Регулювання потужності реакторів і аварійний захист (припинення ланцюгової реакції) здійснюються поглиначами виготовлених з карбіду бору.
На енергоблоках з реактором ВВЕР-1000 регулювання проводиться кластерними пучками, тобто стержні з поглиначем в кількості 12–18 штук вводяться безпосередньо в ТВЗ.
Управління енергоблоками АЕС передбачає централізований контроль і дистанційне керування основними технологічними процесами, автоматичне регулювання, здійснюване за принципом автономних регуляторів, місцевий контроль і управління допоміжними системами.
Контроль за параметрами першого і другого контурів реакторних установок здійснюється з блокових щитів управління, на яких зосереджені прилади, що вимірюють температуру води на виході з ТВЗ, температуру води першого контура, температуру живильної води другого контура, тиск води першого контура, тиск насиченої пари у другому контурі, витрата води в першому контурі, витрата води і пара у другому контурі, щільність нейтронного потоку при підйомі потужності і в процесі роботи реактора, електричні параметри генераторів тощо.
1.3 Система аварійного охолоджування активної зони
Система аварійного охолоджування активної зони (САОЗ) призначається для забезпечення безпечного зняття залишкових тепловиділень з реактора при аваріях, пов'язаних з розривом трубопроводів першого і другого контурів установки.
Основними критеріями забезпечення аварійного розхолоджування є:
– виключення плавлення оболонок твелів при розривах трубопроводів першого контура, включаючи миттєвий поперечний розрив головного циркуляційного трубопроводу;
– створення і підтримка підкритичності активної зони реактора;
– забезпечення післяаварійного розхолоджування реактора.
1.4 Внутрішня шахта реактора ввер-1000
Конструкційно шахта є вертикальним циліндром з перфорованим еліптичним днищем, в якому закріплені опорні конструкції для ТВЗ. При двох'ярусному розташуванні вхідних і вихідних патрубків на корпусі реактора, прийнятому в конструкції ВВЕР в нашій країні, на внутрішній поверхні корпусу реактора передбачається роздільник потоку.
Конструкцією шахти і реактора передбачаються заходи по виключенню вібрацій і переміщень шахти в потоці теплоносія, а також у разі виникнення аварійних ситуацій. Від вертикальних переміщень і вібрацій шахта утримується через пружні елементи кришкою реактора, від вібрації в радіальному напрямі закріплення шахти звичайно проводиться в декількох місцях по висоті реактора.
Для стабілізації потоку теплоносія і зменшення чинників вібраційного обурення верхня циліндрова частина шахти перед вихідними патрубками перфорована великою кількістю отворів певного діаметра. Напроти вхідних патрубків САОЗ шахти виконуються вікна, через які холодна вода, що подається в реактор при спрацьовуванні САОЗ, проходить у верхню напірну камеру реактора.