Конструкція реактора ВВЕР-1000, характеристика його систем та компонентів. Модернізована схема водоживлення і продування парогенератора ПГВ-1000, методи підвищення його надійності та розрахунок теплової схеми. Економічна оцінка науково-дослідної роботи.
Аннотация к работе
Зміст Перелік умовних позначень Вступ 1. Опис реакторної установки 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 1.7.2 Опис технологічної схеми 1.7.3 Взаємодія з іншими системами 2. Експериментальна частина 2.1 Модернізована схема водоживлення і продування ПГВ-1000 2.2 Реконструкція ПГ 2.3 Шляхи, методи й засоби підвищення надійності й продовження експлуатації ПГВ-1000 3. Розрахунок теплової схеми парогенератора для реактора ВВЕР-440 3.1 Вихідні дані 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. Економічна оцінка та обґрунтування 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 Висновки Список джерел інформації Перелік умовних позначень АЕС - атомна електрична станція; АЗ - активна зона; БОУ - блокова знесолююча 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 - тепловиділяючий елемент; ТВЗ - тепловиділяюча 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. Реактор ВВЕР-1000 є реактором корпусного типу з водою під тиском, яка виконує функцію теплоносія і сповільнювача. Рисунок 1.1 ? Технологічна схема енергоблоку з реакторами ВВЕР Технологічна схема енергоблоків з реакторами ВВЕР має два контури: - перший контур - радіоактивний. Енергоблоки з ректором ВВЕР-1000 мають по 4 циркуляційні петлі на кожен блок; - другий контур - нерадіоактивний. У ньому теплова енергія, вироблена в реакторі, від першого контуру через теплообмінні трубки передається другому контуру Насичена пара, що виробляється в парогенераторі, по паропроводу поступає на турбіну, яка приводить в обертання генератор, що виробляє електричний струм. Корпус реактора є вертикальною циліндровою посудиною високого тиску з кришкою, що має розїм з ущільненням і патрубки для входу і виходу теплоносія. 1 - верхній блок; 2 - привід СУЗ; 3 - шпилька; 4 - труба для завантаження зразків-свідків;5 - ущільнення; 6 - корпус реактора; 7 - блок захисних труб; 8 - шахта; 9 - вигородка активної зони; 10 - паливні збірки; 11 - теплоізоляція реактора; 12 - кришка реактора; 13 - регулюючі стержні; 14 - твели; 15 - фіксуючі шпонки. Енергія ділення ядерного палива в активній зоні реактора тепловою потужністю 3000 МВт відводиться теплоносієм з температурою 322 °С. Витрата води через реактор 15800 кг/с, а робочий тиск в першому контурі 16 МПа. 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. Корпус має патрубки для відведення теплоносія, а також пристрої герметизації внутрішньокорпусного простору. Матеріал наплавлення внутрішньої поверхні корпуса-сталь аустенітного класу 0Х18Н10Т, товщина наплавлення до 20 мм. Парогенератор ПГВ-1000 - горизонтальний, однокорпусною із зануреною поверхнею теплообміну з горизонтально розташованих труб, з вбудованими паросепараційними пристроями, системою роздачі живильної води, паровим колектором з погружним дірчастим листом, системою роздачі аварійної живильної води. На корпусі є: а) два люки для огляду і обслуговування колекторів 1 контуру Dy 800; б) два люки для огляду і обслуговування внутрішньокорпусних пристроїв з боку 2 контуру, Dy 500; в) десять патрубків для відведення пари, Dy 200; г) оди