- •Рекомендована література
- •Мета курсу
- •Загальні характеристики окремих ядерних реакцій
- •Загальна схема ядерного реактору
- •Класифікація ядерних реакторів за призначенням
- •Інтегральні характеристики економічності енергетичних ядерних реакторів
- •Основні вимоги до складових
- •Класифікація ядерних реакторів
- •Основні типи енергетичних реакторів
- •Водо-водяні реактори під тиском
- •Переваги та вади
- •Спрощена принципова теплова схема двоконтурної аес з водо-водяним реактором
- •Принципова конструкція водо-водяного реактору під тиском
- •Еволюція водо-водяних реакторів типу ввер
- •Водо-водяний реактор типу ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Конструкційні рішення реактору ввер-440
- •Твз реактору ввер-440
- •Твел реактора ввер-440
- •Регулювання в реакторі ввер-440
- •Контроль параметрів реактору ввер-440
- •Перевантаження палива в реакторі ввер-440
- •Водо-водяний реактор типу ввер-1000
- •Ключові відмінності від ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Будівельні рішення енергоблоку з ру типу ввер-1000
- •Компоновка обладнання в го
- •Відмітки розміщення основного обладнання в го
- •Конструкційні рішення реактору ввер-1000
- •Кришка реактора
- •Кільце опорне
- •Кільце упорне
- •Паливо реактору ввер-1000
- •Регулювання в реакторі ввер-1000
- •Обладнання бетонної шахти реактора
- •Технологічні системи очистки/підготовки робочих середовищ
- •Системи спецводоочистки (сво)
- •Розчиновий вузол
- •Система борного регулювання
- •Система подувки-поднитки первого контура
- •Система организованных протечек
- •Система промконтура
- •Система спецгазоочистки
- •Установки спалювання водню
- •Системи безпеки ввер-1000
- •Загальні принципи побудови систем безпеки
- •Структура систем безпеки
- •Саоз ввер-1000
- •Система аварийного впрыска бора высокого давления
- •Система аварийной подпитки высокого давления
- •Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы
- •Система защиты второго контура ввэр-1000 от превышения давления
- •Система удаления парогазовой смеси из первого контура
- •Система аварийного электроснабжения (саэ)
- •Системы технического водоснабжения (ств) аэс
- •Системы охлаждения потребителей реакторного отделения
- •Спринклерные системы
- •Управляющие сб эб аэс
- •Водо-водяний реактор типу ввер в-392
- •Водо-водяні реактори під тиском «західного» проекту
- •Реакторна установка типу ар-1000
- •Головний циркуляційний контур ар-1000
- •Реактор ар-1000
- •Легководні киплячі реактори
- •Графітові реактори
- •Водо-графітові реактори
- •Газо-графітові реактори
- •Вуглекисло-графітові реактори
- •Гелій-графітові реактори
- •Важководні реактори
- •Загальна інформація
- •Корпусні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані важкою водою
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані легкою водою
- •Реактори на швидких нейтронах
- •Реактори на швидких нейтронах з Na-теплоносієм
- •Реактори на швидких нейтронах з Не-теплоносієм
Система удаления парогазовой смеси из первого контура
предназначена для удаления воздуха и парогазовой смеси из оборудования первого контура (реактора, компенсатора давления, парогенераторов) в барботажный бак и выполнена как защитная система безопасности.
Система может использоваться как в условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях и относится к I категории сейсмостойкости. В авариях разрыва паропровода при отказе штатного подпиточного узла и предохранительных клапанов компенсатора давления, система используется для принудительного снижения давления в первом контуре.
Система состоит из трубопроводов, связывающих основное оборудование и барботажный бак, и установленной на них трубопроводной арматурой:
трубопроводы сброса из компенсатора давления;
трубопроводы сброса из реактора;
трубопроводы сброса из коллекторов парогенераторов.
I, II, III - источники надежного питания
Расчетные параметры системы: давление - 17,7 МПа, температура - 350 °С.
РДЭС
Предназначена для снабжения электроэнергией потребителей СБ в аварийных режимах.
Для каждого ЭБ АЭС в РДЭС предусмотрена установка в трех изолированных ячейках по одному дизель-генератору (ДГ) мощностью 6,3 МВт напряжением 6,3 кВ.
- быстрый прием нагрузки в течение 10 с в условиях прохождения аварийных режимов;
- запуск и работа без постоянного обслуживающего персонала в течение 240 ч
Система аварийного электроснабжения (саэ)
САЭ предназначена для обеспечения электроснабжения потребителей СБ АЭС во всех режимах работы АЭС, в том числе при потере рабочих и резервных источников питания от энергосистемы. В состав САЭ входят автономные источники электропитания, распределительные и коммутационные устройства.
Подсистемами (элементами) САЭ АЭС являются: дизель-генераторы, агрегаты бесперебойного питания (АБП), аккумуляторные батареи, автоматика, обратимые дизель-генераторы, автоматика ступенчатого пуска механизмов при обесточивании собственных нужд АЭС.
Системы технического водоснабжения (ств) аэс
СТВ служит для отвода значительного количества тепла от конденсаторов турбин, газоохладителей и маслоохладителей электрогенераторов, питательных насосов, боксов ПГ и других устройств. Кроме решения задачитеплоотвода от различного оборудования СТВ обеспечивает водой системуводоподготовки и различные санитарно-бытовые устройства.
Расход охлаждающей технической воды для одного ЭБ АЭС составляет (7¸10)×104 м3/ч. При аварийных режимах работы ЭБ необходим дополнительный большой расход технической воды, который составляет 1300-2000 м3/ч на один ЭБ.
Основными потребителями охлаждающей воды на АЭС являются конденсаторы турбин, причем для них требуется наиболее глубокое охлаждение воды.
На АЭС используются прямоточные, оборотные и смешанные СТВ. В оборотной СТВ вода, циркулирующая по замкнутому контуру, нагревается в теплообменниках (конденсаторах турбин, газо- и маслоохладителях и т.п.), а затем охлаждается, проходя охладитель. Охладителями служат градирни, брызгальные бассейны и пруды-охладители.
