Размещено на http://www.allbest.ru/

Зміст

Прийняті скорочення

Вступ

Тепловий розрахунок реактора (Таблиця 2.1)

Фізичний розрахунок реактора (Таблиця 3.1)

Висновок

Перелік посилань

реактор ядерне паливо

Прийняті скорочення

АЕС- атомна електрична станція;

ЯЕУ- ядерна енергетична установка;

ЯР- ядерний реактор;

АЗ- активна зона;

ГЕС- гідроелектростанція;

ГАЕС- гідроакумулююча електростанція;

ТЕС- теплоелектростанція ;

ТЕЦ- теплоелектроцентраль;

ВВЕР- водо-водяний енергетичний реактор;

РБМК- реактор великої потужності канальний;

СВЯП- сховище відпрацьованого ядерного палива;

ТВЗ- тепловидільна збірка;

ТВЕЛ- тепловидільний елемент;

ГЦН- головний циркуляційний насос;

ГЦТ- головний циркуляційний трубопровід;

БЗТ- блок захисних труб;

СВО- спецводоочистка.

Вступ

Принципова схема, прийнятого в проекті енергоблоку з реактором типу ВВЕР- 1000 - двоконтурна і побудована по блочному принципу реактор-турбіна.

Перший контур-радіоактивний, включає в себе енергетичний реактор типу ВВЕР, чотири (шість) головних циркуляційних насоси (ГЦН) з відповідними циркуляційними петлями тепловою потужністю 800 МВт кожна і цілий ряд інших технологічних підсистем.

Другий контур не радіоактивний, включає в себе чотири парогенератора, турбоагрегат з системою регенерації, водоживильну установку та інші допоміжні системи.

Енергетичний реактор водяного типу охолоджується теплоносієм І контуру, який прокачується через активну зону головними циркуляційними насосами і віддає в парогенераторах (ПГ) тепло воді другого контуру. Тиск теплоносія першого контуру підтримується за допомогою парового компенсатора тиску, підключеного до загальної частини контуру.

Водний режим першого контуру підтримується шляхом постійної байпасної очистки на фільтрах теплоносія і подачею в контур хімреагентів: їдкого калія, гідразину, аміаку та ін. Протікання теплоносія як організовані, так і неорганізовані, очищуються і знову застосовуються у циклі першого контуру.

Технологічна схема реакторного відділення включає в себе ряд зв'язаних між собою систем. Системи класифікуються на системи нормальної експлуатації (СНЕ) і системи безпеки (СБ), а також по ряду інших нормативних документів:

Системи нормальної експлуатації:

§ Системи реакторної установки;

§ Система головного циркуляційного контуру:

- реактор;

-парогенератори;

-головні циркуляційні насоси;

-головні циркуляційні трубопроводи.

§ Система компенсації тиску:

-компенсатор тиску;

-барботажний бак;

-трубопроводи.

§ Допоміжні системи:

- Система продувки-підживлення

- Система дистилята

- Система організованих протікань

- Система газових задувок

- Система охолодження басейну витримки

- Система живильних трубопроводів

- Система паропроводів

- Система продувки парогенераторів

- Система маслозабезпечення реакторного відділення

- Система гідровипробувань I контуру

- Система продувки датчиків КВП

- Система стислого повітря на технологічні потреби

- Система стислого повітря на ремонтні роботи

- Система очистки продувочної води I контуру (СВО-1)

- Система очистки організованих протікань і зливу I контуру(СВО-2)

- Система дезактивації

- Система спец каналізації

- Система виявлення дефектних збірок (СВДЗ)

- Система бакового господарства та реагентів

- Система відбору проб

- Система автоматичного радіаційного і хімічного контролю

- Система трубопроводів ацетилену, кисню, аргону

- Система спалювання гідрогену

§ Охолоджуюча вода:

- Система технічного водопостачання групи «В»

- Система промконтуру

§ Системи безпеки:

- Захисні системи:

- система гідроємностей (гідроакумуляторів)

- система викиду парогазової суміші

- система аварійного розхолодження

- система аварійного вприску бора

- система паропроводів реакторного відділення

- система аварійної подачі живильної води

- Локалізуючі системи:

- спринклерна система

- система локалізуючої арматури

Принципова схема представлена на рисунку 1, на ній вказано основне обладнання технологічних систем.

В номінальному режимі головний циркуляційний насос подає теплоносій в реактор. Нагріваючись в активній зоні, теплоносій потрапляє в парогенератор і передає тепло парові, потім теплоносій надходить на всмоктування ГЦН. Коливання тиску сприймаються компенсатором тиску, а найбільш глибокі збурення призводять до викиду пари через імпульсно-запобіжні пристрої в барботажний бак, який охолоджується проміжним контуром. Гідроємкість призначена для заливання активної зони у звязку з аварією, що пов'язана з розривом трубопроводів I контуру.

Система розхолодження басейна витримки працює на охолодження палива, вивантаженого із активної зони реактора.

Спринклерна система знаходиться в стані постійної готовності, яка періодично перевіряється під час випробувань.

Система аварійного розхолодження також знаходиться в стані готовності до роботи у випадку аварійної ситуації, періодично випробується і вступає в роботу у випадку розхолодження блоку. Система відводить залишкове тепло до моменту підвищення тиску при пуску блоку.

Система аварійного вприску бору також знаходиться в стані готовності, проходить періодичну перевірку в складі каналу безпеки. Система працює тільки в аварійних ситуаціях.

Система продувки-підживлення знаходиться в постійній роботі і бере участь в забезпеченні роботи основного обладнання і підтримання регульованих параметрів до моменту розхолодження блоку.

Система промконтуру знаходиться в безперервній роботі в номінальному режимі, а також в ряду аварійних ситуацій , охолоджуючи основне обладнання і відключається тільки на розхолодженому блоці.

Система аварійної живильної води знаходиться в готовності і періодично випробовується в складі каналів систем безпеки, працює система тільки в аварійних ситуаціях.

Система живильної води знаходиться в постійній роботі, приймає участь в регулюванні параметрів реакторної установки. В аварійних ситуаціях система не працює.

Система паропроводів реакторного відділення знаходиться в роботі як в нормальних умовах експлуатації, так і в аварійних ситуаціях, приймає участь у регулюванні параметрів енергоблоку.

Система дистиляту знаходиться в неперервній роботі, забезпечуючи нормальні умови для обладнання першого контуру і системи продувки-підживлення для режимів борного регулювання.

Система спалювання водню забезпечує видалення із контуру водню, працює при працюючій системі продувки-підживлення.

Система організованих протікань працює в автономному режимі періодично, включаючись-відключаючись по мірі накопичення теплоносія у баці.

Другий контур , нерадіоактивний ,складається з ряду систем , основними з яких являються наступні:

- турбінна установка,

- водоживильна установка,

- система паропроводів і живильних трубопроводів високого тиску,

- система паропроводів і живильних трубопроводів низького тиску,

- система розхолодження І контуру,

- система дренажів машзали.

Турбінна установка складається з парової турбіни з чотирма циліндрами низького тиску (ЦНТ) і одного циліндра високого тиску (ЦВТ) по структурній схемі 2ЦНТ + ЦВТ + 2ЦНТ, конденсаторів з конденсатними насосами, регенеративних підігрівачів високого і низького тиску, проміжних сепараторів-пароперегрівачів(СПП).

Основна функція турбінної установки полягає в перетворенні теплової енергії в механічну, яка використовується для приводу генератора змінного струму.

«Свіжий» пар підводиться до циліндру високого тиску (ЦВТ) турбіни по чотирьом паропроводам через чотири блоки клапанів.

Після циліндру високого тиску турбіни пар поступає на сепаратори-перегрівачі (СПП), де осушується і перегрівається до 250єС «свіжим» паром. Після СПП перегрітий пар направляється до чотирьох циліндрів низького тиску. Відпрацьований пар з чотирьох циліндрів низького тиску поступає до чотирьох одноходових конденсаторів.

Конденсатори турбіни оснащені пристроєм для прийому пари із паропроводів при раптовому скиданні електричного навантаження турбоагрегатом.

Конденсатори оснащені також деаераційним пристроєм.

Таким чином, в конденсаторах забезпечується процес конденсації пари, деаерації води і видалення не конденсуючих газів.

Турбінний конденсат із конденсаторів турбіни конденсатними насосами першого підйому подається на охолоджувач пари ущільнень і далі на блочну знесолюючу установку (БЗУ). Після БЗУ конденсат потрапляє до підігрівачів низького тиску (ПНТ) №1 і 2 змішуючого типу, а потім конденсатними насосами другого підйому подається до поверхневих ПНТ №3, 4, 5 і далі в деаератори.

Тепловий розрахунок реактора ВВЕР-1000

Мета розрахунку - визначення основних конструктивних розмірів активної зони реактора

Таблиця 2.1

Тепловий розрахунок реактора

№ п.п.	Величина, що визначається	Позна-чення	Розрахункове рівняння	Результати розрахунку	Примітка
				Числове значення	Одиниця виміру
1	Площа перерізу чарунку			502.98	см2
2	Периметр тепло -передаючої поверхні одного ТВЕЛу			2.85	см
3	Об'ємний коефіцієнт нерівномірності тепловіділення			3	-	Приймається
4	Коефіцієнт, який враховує збільшення об'єму реактора через розміщення органів регулювання			1.0	-
5	Відношення висоти до діаметру активної зони	m		1.12	-
6	Діаметр активної зони	Д	;	284.79	см
7	Висота активної зони			325.202	см
№ п.п.	Величина, що визначається	Позна-чення	Розрахункове рівняння	Результати розрахунку	Примітка
				Числове значення	Одиниця виміру
8	По заданим параметрам визначається ентальпія на вході			1284	кДж/кг	[3, таб. 3]
9	Ентальпія на виході з ТВЗ			1453	кДж/кг	[3, таб. 3]
10	Різниця ентальпій теплоносія на вході і виході з активної зони			169	кДж/кг
11	Осьовий коефіцієнт нерівномірності	Кz		1.5	-	Приймається Кz=1.3-1.5
12	Питомий об'єм теплоносія на вході в активну зону			0.0013381	м3/кг	[3, таб. 3]
13	Площа перерізу проходу теплоносія, що приходиться на один елемент			1.015	см2
14	Швидкість теплоносія на вході в активну зону			7.56	м/с	Межа 4-7 м/с
				Числове значення	Одиниця виміру
15	Розрахунковий діаметр активної зони	Др		296.2	см
16	Округлена висота активної зони			334.706	см

Фізичний розрахунок реактора ВВЕР-1000

Мета розрахунку - визначення розмножуючих властивостей середовища, визначення коефіцієнту розмноження реактора за формулою чотирьох співмножників, ефективного коефіцієнту розмноження, робочого завантаження і питомої витрати ядерного палива

Таблиця 3.1

Фізичний розрахунок реактор

№ п.п.	Величина, що визначається	Позна-чення	Розрахункове рівняння	Результати розрахунку	Примітка
				Числове значення	Одиниця виміру
1	Об'єм палива			158.08	см2
2	Об'єм цирконієвого сплаву (оболонки ТВЕЛів і касети)			70.495	см2
3	Об'єм води (в касеті і в зазорі між касетами)			254.3	см2
4	Середня температура			306		нвх=(3, т.3)
5	Густина ядер ніобію			0.04410	1/см2
6	Макроскопічний переріз поглинання			0.187		Записати до графи 7 т.3.2
7	Середня температура сповільнювача			579
				Числове значення	Одиниця виміру
8	Макроскопічний переріз поглинання середовища			0.133	см-1
9	Температура нейтронного газу			664.768
10	Задаємось границею „зшивання” спектрів Ферми і Максвела			3	-	Приймається
11	Транспортні перерізи елементів			441.92 1.75 0.00013 0.12 0.43		Записуємо до графи14 т.3.2
12	Коефіцієнт використання теплових нейтронів	и		0.95		12
13	Об'єм урану, приведений до густини за нормальних умов			72.7	см2	13
14	Об'єм води, приведений до густини за нормальних умов			179.9	см2
15	Коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах			1.055
16	Середнє число другорядних швидких нейтронів			1.88		нf=2,470,3
17	Задатися вірогідністю уникнути резонансного захвату			0.87		Приймаєтьсяч0,87
18	Коефіцієнт розмноження нескінченного середовища		и1.881.0550.870.95;	1.64
19	Макроскопічний переріз поглинання			0.12	см-1
20	Макроскопічний транспортний переріз			0.76	см-1
21	Квадрат довжини дифузії теплових нейтронів			3.65	см2
22	Екстрапольовані розміри активної зони еквівалентного реактора без відображувача			153.895 345.202	см см	Прийняти
23	Геометричний параметр			0.000337	см-2
24	Коефіцієнт розмноження			1.62	-
25	Запас реактивності на початок кампанії			0.38
26	Питома потужність реактора			0.17	кВт/см2
27	Ефективний час роботи реактора			300	-	Прийняти
28	Кількість спаленого за добу урану -235			0.044910	см-3
				Числове значення	Одиниця виміру
29	Частка спаленого урану -235			6.24
30	Коефіцієнт продуктивності			0.35
31	Вагова концентрація урану -235 і урану -238			0.29 1.809	г/см3 г/см3
32	Величина завантаження урану			20424371 1274058.2	г г

Висновок

Основним елементом реактора є активна зона, в якій розміщується ядерне паливо і здійснюється ланцюгова реакція поділу. В якості матеріалів, що діляться можуть бути використані природний ²³⁵U і одержувані штучно в реакторах на швидких нейтронах ²³³U і ²³⁹Pt. У корабельних реакторах, що працюють на повільних нейтронах, ядерним паливом служить збагачений уран, в якому вміст ²³⁵U (0,72%) значно підвищений у порівнянні з природною сумішшю ізотопів урану. При розподілі ядра урану утворюється два "осколка" (радіонукліди середній частині Періодичної таблиці Д.І. Менделєєва), які "гальмуються" атомами речовини, в результаті чого виділяється тепло, необхідне для нагрівання теплоносія.

Блоки ядерного палива або тепловиділяючі елементи (ТВЕЛи) мають різну форму і розміщуються в захисній оболонці з цирконієво-ніобієві сплаву або нержавіючих хромонікелевих сталей, що запобігає безпосередній контакт палива з теплоносієм і вихід з нього продуктів поділу і самих матеріалів, що діляться. Елементарною одиницею ТВЕЛ є паливна таблетка, що містить пальне (в хімічній формі двооксиду ²³⁵U) і покрита оболонкою з цирконію (з домішкою ніобію) або нержавіючої сталі. Паливні таблетки складаються в паливні стрижні, а стрижні - у ТВЕЛи.

З метою організації потоку теплоносія, спрощення монтажу і перезарядки активної зони ТВЕЛи в кількості десятків - сотень штук, об'єднують в групи (тепловиділяючі збірки - ТВЗ) і розміщують в трубах зазвичай круглого перетину, званих технологічними каналами (ТК), число яких в активній зоні досягає 200-300 одиниць.

До складу активної зони реакторів на повільних нейтронах входить сповільнювач нейтронів, службовець для зменшення енергії виникають при реакції поділу нейтронів і відповідно для збільшення ймовірності розподілу пального. Сповільнювач повинен володіти великим перетином розсіювання і малим перетином поглинання нейтронів. Цим вимогам відповідають легкі матеріали, маса ядер атомів яких порівнянна з масою нейтрона, - графіт, звичайна і важка вода, сполуки берилію. У корабельних реакторах з водяним теплоносієм сповільнювачем нейтронів служить сам теплоносій - бідистильована вода. Такі реактори називають водо-водяними. Глибоке знесолення води необхідно для зниження наведеної активності теплоносія. Крім того, під впливом випромінювання молекули води дисоціюють з утворенням вільних радикалів, перекисів водню і кисню, причому швидкість розкладання збільшується за наявності у воді домішок.

Відбивачі нейтронів

Активна зона реактора оточена відбивачем нейтронів, призначеним для зменшення витоку нейтронів з активної зони, вирівнювання нейтронного потоку і енерговиділення за об'ємом зони, збільшення питомої потужності і тривалості кампанії (часу роботи) реактора. Відбивач виготовляється з тих же матеріалів (графіт, берилій), що і сповільнювач.

Тепловий захист

Для зменшення випромінювання і надмірного нагріву реактора використовують теплову захист, яка виконується із сталевих листів або спеціальних матеріалів, що містять поглиначі нейтронів, наприклад, бор. Часто тепловий захист поєднується в єдиній конструкції з відбивачем нейтронів.

Активна зона, відбивач нейтронів, тепловий захист та інші елементи розміщуються в міцному герметичному корпусі реактора, виконуваному із сталей спеціальних марок.

Мною розроблений курсовий проект на тему: «Розрахунок ядерного реактора типу ВВЕР - 1000.

В даному курсовому проекті розроблені такі розрахунки :

· Площа перерізу чарунку

· Периметр тепло -передаючої поверхні одного ТВЕЛу

· Об'ємний коефіцієнт нерівномірності тепловіділення

· Коефіцієнт, який враховує збільшення об'єму реактора через розміщення органів регулювання

· Відношення висоти до діаметру активної зони

· Діаметр активної зони

· Висота активної зони

· По заданим параметрам визначається ентальпія на вході

· Ентальпія на виході з ТВЗ

· Різниця ентальпій теплоносія на вході і виході з активної зони

· Осьовий коефіцієнт нерівномірності

· Питомий об'єм теплоносія на вході в активну зону

· Площа перерізу проходу теплоносія, що приходиться на один елемент

· Швидкість теплоносія на вході в активну зону

· Розрахунковий діаметр активної зони

· Округлена висота активної зони

· Об'єм палива

· Об'єм цирконієвого сплаву (оболонки ТВЕЛів і касети)

· Об'єм води (в касеті і в зазорі між касетами)

· Середня температура

· Густина ядер ніобію

· Макроскопічний переріз поглинання

· Середня температура сповільнювача

· Макроскопічний переріз поглинання середовища

· Температура нейтронного газу

· Задаємось границею „зшивання” спектрів Ферми і Максвела

· Транспортні перерізи елементів

· Коефіцієнт використання теплових нейтронів

· Об'єм урану, приведений до густини за нормальних умов

· Об'єм води, приведений до густини за нормальних умов

· Коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах

· Середнє число другорядних швидких нейтронів

· Задатися вірогідністю уникнути резонансного захвату

· Коефіцієнт розмноження нескінченного середовища

· Макроскопічний переріз поглинання

· Макроскопічний транспортний переріз

· Квадрат довжини дифузії теплових нейтронів

· Екстрапольовані розміри активної зони еквівалентного реактора без відображувача

· Геометричний параметр

· Коефіцієнт розмноження

· Запас реактивності на початок кампанії

· Питома потужність реактора

· Ефективний час роботи реактора

· Кількість спаленого за добу ²³⁵U

· Частка спаленого ²³⁵U

· Коефіцієнт продуктивності

· Вагова концентрація ²³⁵U і ²³⁸U

Встановлено величину завантаження урану, що становить 4314.006 г/(МВт·доба)

Список використаної літератури

Моргулова Т.Х., Подушко Л.А. Атомные электрические станции. -М.: Энергоиздат, 2008

Широков С.В. Ядерные енергетические реакторы. - Киев 1997

Ривкин С.Л., Термодинамические свойства воды и водяного пара. - М.: Энергоиздат, 2007

Методичні вказівки для оформлення та виконання курсового проекту з дисципліни «Ядерні парогенеруючі установки ». ДВНЗ «КЕК» Карлова О.М., 2009

Размещено на Allbest.ru