Проектирование и строительство атомных энергоблоков

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

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.

На главную