Проектирование и строительство атомных энергоблоков

.
Графика
Курс лекций для студентов
художественно-графических факультетов
Геометрическое черчение
Начертательная геометрия
Конспект лекций
Практикум решения задач
начертательной геометрии
Машиностроительное черчение
Эскизирование деталей
Правила нанесения размеров
Практическое занятие
Решение метрических задач
Выполнение чертежей
Инженерная графика
База графических примеров
Теория механизмов и машин
Теоретическая механика
Основы технической механики
Сборник задач по математике
Примеры решения задач курсового расчета
Вычислить интеграл
Векторная алгебра и аналитическая геометрия
Тройные и двойные интегралы
Линейная алгебра
Ряд Фурье для четных и нечетных функций
Типовой расчет (задания из Кузнецова)
Вычисление площадей в декартовых координатах
Математический анализ
Информатика
Компьютерные сети
Выделенный канал
Средства анализа и управления сетями
Кабельная система
Базовые технологии локальных сетей
Сетевой уровень
Основы вычислительных систем
Сетевая технология
Мобильный Internet
Руководства по техническому обслуживанию ПК
Руководство по глобальной компьютерной сети
Сборник задач по физике
Физика решение задач
Ядерная физика
Законы теплового излучения
Решение задач по электротехнике
использование MATLAB
Язык программирования MATLAB
Расчет электрических цепей
Моделирование цепей переменного тока
Лекции ТКМ
Электротехнические материалы
Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Основы ядерной физики
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Юбилей Атомной энергетики
Атомные станции с реакторами РБМК 1000
АЭС с реакторами ВВЭР
Реаторы третьего поколения ВВЭР-1500
АЭС с реакторами БН-600
Оборудование атомных станций
Отказы оборудования
Ядерное оружие
Ядерная физика

Ядерные реакторы технология

 

Режимы эксплуатации.

Основным режимом работы АЭС является работа в базовом режиме на 100 % мощ­ности. Оборудование и системы АЭС допускают возможность работы в маневренных режимах регулирования мощности.

При работе в базовом режиме с коэффициент использования установленной мощ­ности (КИУМ) достигает 90 % и более.

В базовом режиме работы обеспечивается поддержание заданного уровня мощно­сти энергоблока с возможностью планового перехода с одного уровня мощности на дру­гой.

Регулировочный диапазон нагрузок лежит в диапазоне 20-100 % Nном.

Энергоблок обеспечивает работу в режимах следования за нагрузкой в течение всего срока эксплуатации.

Ограничения скорости изменения мощности и количества циклов обусловлены свойствами керамического ядерного топлива и оболочек тепловыделяющих элементов.

Энергоблок допускает аварийное кратковременное снижение нагрузки и ее быстрое восстановление вплоть до исходной в пределах регулировочного диапазона.

Энергоблок выдерживает без повреждения оборудования любые виды короткого замыкания во внешних сетях.

Энергоблок обеспечивает режим поддержания частоты в энергосистеме.

Энергоблок обеспечивает максимальный отпуск тепла из нерегулируемых отборов турбины, с соответствующим снижением электрической мощно­сти.

Энергоблок обеспечивает работу на сниженном уровне мощности в случае отказов части оборудования реактора и турбины.

При отказах оборудования энергоблока, которые могут привести к нарушению пре­делов безопасной эксплуатации, энергоблок останавливается и потребляет энергию от внешних источников - от других (работающих) энергоблоков АЭС и внешней энергетиче­ской системы. Проект энергоблока выполнен таким образом, чтобы нарушения работы внешней энергосети (короткие замыкания, колебания нагрузки, падение напряжения и т.д.) не влия­ли на работу энергоблока с сохранением устойчивой связи между АЭС и энергосетью. При серьезных отказах в энергосети, приводящих к отключению энергоблоков от сети, происходит снижение мощности энергоблоков до уровня собственных нужд и их устойчи­вая эксплуатация на этом уровне в течение продолжительного периода до восстановления связи с энергосетью.

Реактор и первый контур

Первый (реакторный) контур с гидроемкостями системы аварийного охлаждения.

Состав первого контура:

 - ядерный энергетический реактор

- четыре петли циркуляции теплоносителя.

Состав циркуляционной петли:

парогенератор

главный циркуляционный насосный агрегат (ГЦНА)

соединительные трубопроводы

В состав одной из петель входит компенсатор давления.

Ядерный реактор ВВЭР-1200

- ВВЭР-1200 относится в наиболее распространенному типу энергетических ядер­ных реакторов – это реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедли­теля нейтронов и теплоносителя используется обычная вода.

- ВВЭР-1200 является эволюционным развитием реактора ВВЭР-1000

- Ядерный энергетический реактор ВВЭР-1200 предназначен для выработки тепло­вой энергии и представляет собой вертикальный сосуд высокого давления, внутри которого размещен комплекс тепловыделяющих сборок,образующих актив­ную зону.

- Корпус реактора изготовлен из высокопрочной теплостойкой легированной стали. Внутренняя поверхность корпуса плакирована антикоррозионной наплавкой.

- Ядерное топливо: двуокись урана

- Теплоноситель и замедлитель нейтронов: химически обессоленная вода с добавле­нием борной кислоты.

1 - Корпус

2 - Детали уплотнения главного разъема

3 - Кольцо опорное

4 - Кольцо упорное

5 - Контейнерная сборка с облу­чаемыми образцами-свидете­лями корпусной стали

6 - Крышка с патрубками

7 - Фланцы и шпильки патрубков

8 - Траверса

9 - Привод СУЗ

10 - Блок защитных труб

11 - Выгородка

12 - Шахта внутрикорпусная

Рис. - Реактор в сборе

Отличительные особенности оборудования реакторных установок ВВЭР:

конструкция корпуса - кольцевые цельные кованые обечайки без продоль­ных швов;

материал корпуса – теплостойкая углеродистая сталь с внутренней наплав­кой из коррозионностойкой аустенитной стали; 

 отсутствие сплавов с высоким содержанием никеля;

все подключения трубопроводов к корпусу - выше активной зоны;

 компоновка активной зоны: плотная треугольная из шестигранных кассет;

  оболочки ТВЭЛ из сплава цирконий-ниобий.

Атомная энергетика