- •1.1 Загальний опис схеми
- •1.2 Класифікація систем:
- •1.2.1 Опис принципової схеми I контуру
- •1.2.2 Опис технологічних схем і систем:
- •1.3 Опис принципової технологічної схеми II контуру
- •1.3.1 Турбінна установка
- •1.3.2 Водоживильна установка
- •1.3.3 Система паропроводів і живильних трубопроводів високого тиску
- •1.3.4 Система паропроводів і живильних трубопроводів низького тиску
- •1.3.5 Система розхолодження iі контуру
- •1.3.6 Система дренажів турбінного відділення
- •1.3.7 Опис принципової схеми технічного водопостачання:
- •1.3.8 Опис допоміжних систем турбінного відділення:
- •Глава 2 основні розрахункові характеристики
- •2.1 Основні розрахункові характеристики по реакторному відділенню
- •2.2 Основні розрахункові характеристики по турбінному відділенню
- •Глава 3 основне обладнання
- •3.1 Основне обладнання реакторного відділення.
- •Реактор.
- •Парогенератор.
- •Головний циркуляційний насос.
- •3.2 Основне обладнання іі контуру
- •Живильний насосний агрегат.
- •Деаератори іі контуру
- •Швидкодіюча редукційна установка резервування живлення парою колектора власних потреб (шру-вп)
- •Теплофікаційна установка.
- •Глава 4 осноні режими нормальної есплуатації
- •4.1 Основні режими нормальної експлуатації по реакторному відділенні
- •4.1.1 Заповнення основних технологічних контурів блоку і підготовка до пуску
- •4.1.2 Розігрів контуру і вивід блоку на потужність
- •4.1.3 Робота блоку на потужності
- •4.1.4 Зупинка і розхолодження блоку
- •4.1.5 Випорожнення контуру
- •4.1.6 Перелік проектних режимів роботи і контуру
- •4.2 Основні режими нормальної експлуатації по турбінному відділенню
- •Глава 6. Компонування головного корпусу.
- •Глава 8. Транспортні засоби та організація ремонту.
- •Глава 9. Забезпечення сейсмостійкості обладнання і трубопроводів.
- •Глава 10. Теплова ізоляція.
Глава 3 основне обладнання
3.1 Основне обладнання реакторного відділення.
Реактор.
Джерелом теплової енергії на атомній електростанції служить гетерогенний водо-водяний енергетичний реактор типу ВВЕР-1000 номінальною тепловою потужністю 3000 МВт, працюючий на теплових нейтронах. Реактор в сейсмостійкому виконанні.
В якості теплоносія і уповільнювача використовується борована вода.
Номінальний тиск теплоносія 160 кгс/см2 (15,7 МПа).
Паливом служить слабо збагачений двоокис урану.
Реактор конструктивно представляє собою вертикальну циліндричну посудину, всередині якої в спеціальній шахті розміщується активна зона з встановленими в ній касетами з тепловиділяючими елементами.
Теплоносій надходить в реактор по чотирьом патрубкам умовним діаметром 850 мм, проходить зверху донизу по кільцевому зазору між корпусом і шахтою, потім знизу вгору через отвори в опорній конструкції шахти, охолоджуючи ТВЕЛи касет активної зони, теплоносій нагрівається за рахунок тепла ядерної реакції і виходить через чотири патрубки Ду850. Загальна витрата теплоносія через реактор 84800 м3/год. При роботі реактора на номінальній потужності температура води на вході становить 290,0 ºС, а на виході із реактора - 320±3,5 ºС.
Таблиця 3.1 - Основні характеристики реактора
№ п/п |
Найменування |
Одиниці вимірювання |
Величина |
Загальні дані |
|||
1 |
Тип реактора |
|
ВВЕР-1000 |
2 |
Номінальна теплова потужність реактора |
МВт |
3000 |
3 |
Робочий тиск теплоносія (на виході з активної зони) |
кгс/см2 (МПа) |
160 (15,7) |
4 |
Тиск розрахунковий |
-··- |
180 (17,6) |
5 |
Тиск гідровипробувань |
-··- |
250 (24,5) |
6 |
Розрахункова температура |
ºС |
350 |
7 |
Гідравлічний опір реактора без урахування патрубків |
кгс/см2 (МПа) |
3,8±0,6 (0,37±0,06) |
8 |
Ефективний час роботи реактора між перевантаженнями |
год |
7000 |
9 |
Кількість часткових перевантажень на компанію |
- |
2 3 |
10 |
Середня глибина вигорання палива за рік при 3-х річному циклі палива |
МВт добу т. урану |
40000 |
11 |
При 2-х річному циклі палива |
-··- |
27000 |
Активна зона |
|||
1 |
Еквівалентний діаметр зони |
мм |
3160 |
2 |
Висота стовпця палива |
·· |
3530 |
3 |
Кількість касет |
шт |
163 |
4 |
Розмір касети «під ключ» |
мм |
234 |
5 |
Крок між касетами |
·· |
236 |
6 |
Кількість тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ) в касеті |
шт |
312 |
7 |
Форма розташування ТВЕЛ в тепловиділяючій збірці |
- |
Рівномірна трикутна |
8 |
Крок між ТВЕЛ |
мм |
12,75 |
9 |
Діаметр тепловиділяючих елементів |
·· |
9,1 |
10 |
Кількість направляючих каналів ø12,6х0,8 в касеті |
шт |
18 |
11 |
Кількість поглинаючих елементів в регулюючій касеті |
·· |
18 |
12 |
Загрузка реактора паливом |
т |
79,5 |
13 |
Швидкість переміщення регулюючих органів в активній зоні |
см/сек |
2 |
14 |
Час аварійного викиду регулюючих органів з повної висоти робочого ходу при знеструмленні електромагнітів |
сек |
4 |
Активна зона реактора має в своєму складі 61 регулюючу збірку, кожна з яких включає 18 поглинаючих стержнів.
Система управління і захисту реактора (СУЗ) призначена для регулювання потужності і аварійного захисту реактора.