
- •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
1.5 Корпус реактора ввер-1000
Корпус – частина ядерного реактора, призначена для розміщення у ній активної зони, відбивачів нейтронів і внутрішньокорпусних пристроїв і для організації відведення тепла. Корпус має патрубки для відведення теплоносія, а також пристрої герметизації внутрішньокорпусного простору.
При конструюванні і виготовленні корпусів ВВЕР ставиться задача забезпечення багаторічною – (до 30 років) надійної експлуатації реактора при різних режимах. Корпус реактора працює в дуже жорстких умовах: високі тиск і температура теплоносія, великі потоки радіоактивного випромінювання, значні швидкості теплоносія, який навіть при високому ступені чистоти є корозійно-агресивним середовищем. Для роботи в таких умовах переважними матеріалами є перлитні низьколеговані сталі типу 15Х2МФА. Внутрішня поверхня корпуса покривається антикорозійним наплавленням, що значно зменшує вихід продуктів корозії у воду реактора. Матеріал наплавлення внутрішньої поверхні корпуса-сталь аустенітного класу 0Х18Н10Т, товщина наплавлення до 20 мм.
Виготовлення корпусів ВВЕР, що працюють при високому тиску (до 16 МПа) і температурі (до 340 ˚С) теплоносія, цілком з неіржавіючих сталей неможливе унаслідок нетехнологічності і їх низької міцності.
1.6 Активна зона реактора
Активна зона – частина ядерного реактора, що містить ядерне паливо, та забезпечуює задану потужність і умови для ініціації і підтримки керованої ланцюгової реакції ділення ядер.
Активна зона реактора набирається з 163 ТВЗ певної форми відповідно до картограми завантаження реактора. ТВЗ встановлюються в опорні ячейки днища шахти своїми хвостовиками.
Таблиця 1.1 – Основні конструкційні характеристики АЗ ВВЕР-1000
Параметр |
Значення |
Еквівалентний діаметр, м |
3,12 |
Висота, м |
3,55 |
Об'єм, м3 |
27 |
Крок між паливними складками, мм |
241 |
Робочий тиск, МПа |
16 |
Продовження таблиці 1.1
Температура теплоносія, °С |
на вході в реактор |
289 |
|
на виході з реактора |
322 |
Витрата теплоносія через реактор, кг/с |
19000 |
|
Гідравлічний опір активної зони, МПа |
0,18 |
|
Гідравлічний опір реактора, МПа |
0,4 |
|
Температура теплоносія на виході з максимально навантаженої збірки, °С |
330,3 |
|
Завантаження ректора паливом, кг |
75000 |
|
Збагачення палива, % |
4,4-3,3 |
|
Швидкість теплоносія, м/с: |
у патрубку реактора (вхід/вихід) |
9,8/11 |
|
у активній зоні (середня) |
5,5 |
Кампанія палива, діб |
3Х300 |
|
Середня питома енергонапруженість об'єму активної зони, МВт/м3 |
111 |
|
Середня густина теплового потоку Вт/см2 |
58 |
Рисунок 1.3 – ТВЗ реактора ВВЕР-1000
Встановлені в реактор ТВЗ зверху притискаються блоком захисних труб. Конструкція підпружинених елементів головки ТВЗ забезпечує затискання ТВЗ в реакторі, вихід з ладу якої-небудь пружини не вплине істотно на зусилля затискання. 109 ТВЗ активної зони у захисних трубах переміщуються поглинаючі стержні, які виконані у вигляді пучка поглинаючих елементів.
Таблиця 1.2 – Характеристики ТВЗ ВВЕР-1000
Параметр |
Значення |
Число ТВЗ, шт |
163 |
Кількість твелів у ТВЗ, шт |
312 |
Число збірок СУЗ, шт |
109 |
Окрім СУЗ реактора, заснованої на механічному принципі, дія на реактивність здійснюється також хімічним способом; системою борного регулювання здійснюється компенсація повільних змін реактивності. Передбачається безперервний автоматичний контроль концентрації борної кислоти в теплоносії реактора і інших системах першого контура.
У аварійних режимах розриву головних трубопроводів подача борної кислоти в реактор здійснюється за допомогою системи аварійного охолоджування зони, яка забезпечує аварійний:
– залив активної зони з посудин які містять водний розчин борної кислоти під тиском;
– аварійне уприскування кислоти високонапірними насосами і подачу борного розчину низьконапірними насосами.
Таблиця 1.3 – Характеристики твелів ВВЕР-1000
Параметр |
Значення |
||
Розмір оболонки твелів, мм |
9,1x0,65 |
||
Діаметр паливної таблетки, мм |
7,57 |
||
Діаметр осьового отвору в паливній таблетці, мм |
2,2 |
||
Збагачення палива, % |
у дворічному циклі |
3,3 |
|
|
у трирічному циклі |
4,4 |
|
Маса завантаження UO2 в одному твелі, кг |
1,565 |