АЭУ АЭС с ВВЭР. Влияние эксплуатационных факторов на работу конденсатора

 

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АЗ            - аварийная защита;

АСУ ТП - автоматизированная система  управления технологическими процессами;

АРМ         - автоматический регулятор мощности;

АЭС         - атомная  электрическая станция;

АЭУ         - атомная  электрическая установка;

БРУ-А   - быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу

БРУ-К   - быстродействующая редукционная установка сброса пара в конденсатор

БЩУ        - блочный щит управления;

ВВЭР       - водо-водянной энергетический реактор;

ВИУР       - ведущий инженер по управлению реактором;

ГК            - главный конденсатор;

ГПК         - главный паровой колектор;

ГЦК         - главный циркуляционный контур;

ГЦН         - главный  циркуляционный насос;

ЕЦТ- естественная циркуляция теплоносителя;

КПД         - коэффициент полезного действия;

КТПН      - конденсатор турбопитательного  насоса;

МПА        - максимальная проектная авария;

НСБ         - начальник смены блока;

ОД            - охладитель дренажа;

ОПУ         - охладитель пара уплотнений;

ОР            - орган регулирования;

ПВ            - питательная вода;

ПВД         - подогреватель высокого давления;

ПГ            - парогенератор;

ПЗ            - предупредительная защита;

ПТК         - програмно-технический комплекс;

ПНД         - подогреватель низкого давления;

ПП            - пароперегреватель;

ППУ         - паропроизводящая установка;

ПСВ         - подогреватель сетевой воды;

ПТУ         - паротурбинная установка;

РОМ        - устройство разгрузки и ограничения  мощности;

РУ            - реакторная установка;

РЩУ        - резервный  щит управления;

САОЗ      - систама аварийного охлаждения зоны;

САР         - система автоматического регулирования;

СВРК       - система  внутриреакторного контроля;

СГИУ       - система  группового и индивидуального управления;

СН            - собственные нужды;

СРК          - стопорно-регулирующий клапан;

СУЗ          - система  управления защитой;

СПП         - сепаратор-пароперегреватель;

ТА            - турбоагрегат;

ТВС         - тепловыделяющая  сборка;

ТЭС          - тепловая электростанция;

ТПН         - турбопитательный насос;

УВС         - управляющая  вычеслительная система;

УПЗ         - ускоренная предупредительная защита;

ЦВД         - цилиндр  высокого давления;

ЦНД         - цилиндр  низкого давления;

ЯППУ      - ядерная паропроизводящая установка;

ЯР            - ядерный реактор;

ЯТ            - ядерное топливо;

ЯЭУ         - ядерная  энергетическая установка.

ЭБ            - энергоблок. 

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

 

 

1. Аникевич К.П, Скидан А.А,. «Системы контроля нейтронного потока», СНУЯЭиП, 2005 г.
2. Аникевич К.П. «ПТК СГИУ ВВЭР-1000», СНУЯЭ и П, 2010 г.
3. Аникевич К.П. «ПТК системы аварийной и предупредительной защиты ВВЭР-1000», СНУЯЭ и П, 2010 г.
4. Аникевич К.П. «Системы управления и защиты реактора ВВЭР-1000», СНУЯЭ и П, 2006 г.
5. Аникевич К.П. «Структура АСУ ТП энергоблока с реактором ВВЭР-1000», СИЯЭ и П, 1998 г.
6. Бегун В.В., Бегун С.В., Широков С.В., Казачков И.В., Литвинов В.В., Письменный Е.Н., Культура безопасности на ядерных объектах Украины. Киев 2009.
7. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы (для студентов вузов): М., Энергоатомиздат 1990
8. Инструкция по ликвидации аварий. ХАЭС 2008.
9. Кирияченко В.А. Пилипчук Б.Л. Сычёв Е.Н. Основы теории и проекттирования АЭУ АЭС. – Севастополь: СНУЯЭиП, 2011.
10. Корнев А.Н., Поцелуев Е.Ф. Методические указания к расчетно-графической работе «Оценка устойчивости промышленных объектов в чрезвычайных ситуациях».  – Севастополь: СНИЯЭиП, 2004.
11. Лукьянов А.А. Тепловые и гидродинамические процессы в парогенераторах. ВМФ 1990 г.
12. Лукьянов А.А. Теплогидравлический расчёт ядерного реактора. СИЯЭиП2000 г.
13. ОПБ-2008. Киев, 2008.
14. Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара. Москва Энергоатомиздат1984 г.
15. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок. М.:Энергоатомиздат1990 г.
16. Установка реакторная В-320. Пояснительная записка. Описание проектных режимов» ОАО КБ «Гидропресс» 1978.
17. Ходарев И.Г. Надежность и безопасность АЭС. Севастополь 2011.
18. Ходарев И.Г., Петрыкин В.Н., Руденко И.В. Таблицы и номограммы для решения задач по расчету надежности элементов и систем АЭУ АЭС. Севастополь 2005.
19. Ходарев И.Г., Сукрушев А.В., Федосеев В.Т. Надежность и безопасность АЭС. Контрольные расчетно-графические работы. Севастополь 2008.

 

 

10 ЗАКЛЮЧЕНИЕ

           В соответствии с заданием  на дипломное проектирование  разработана ядерная энергетическая  установка блока АЭС с электрической  мощностью генератора 1400 МВт. Произведен  теплоэнергетический расчет ЯЭУ  АЭС.

В результате теплоэнергетического расчета получено:

-КПД ЯЭУ брутто 31,69%;

-КПД ЯЭУ нетто 29,28%.

В дипломном проекте  выбрана и обоснована автоматизированная система управления технологическими процессами для спроектированной ЯЭУ. Данная система позволяет управлять  ЯЭУ в нормальных и аварийных режимах. Она обеспечивает безаварийную эксплуатацию энергоблока.

Выбрана и обоснована схема электроснабжения потребителей собственных нужд ЯЭУ. Данная система  обеспечивает бесперебойное электроснабжение всех важных для безопасной эксплуатации элементов ЯЭУ.

В специальной части  проекта рассмотрен вопрос анализ влияния эксплуатационных факторов на работу конденсационной установки.

В результате рассмотрены вопросы:

-зависимости эксплуатационных  параметров и их влияние на  работу конденсационной установки и КПД в целом;

-особое внимание уделяется  профилактике загрязнений конденсаторов;

-влияния давления  в конденсаторе на работу  турбоагрегате;

-присосов воздуха  и охлаждающей воды и их  влияние на работу конденсатора;

-гидравлической плотности конденсаторов

Произведен расчет показателей  надежности второго контура. В результате расчета получено, что вероятность  безотказной работы повышается при  использовании резервирования для  критической группы элементов.

Произведен вероятностный  анализ безопасности ЭБ при  разрыве трубопровода питательной воды. По результатам расчета можно сделать вывод, что плавление активной зоны не произойдет, так как суммарная вероятностная оценка от всех исходов будет находиться  в пределах от 20∙10^-15 до 10^-5 на реактор в год.

В дипломном проекте  рассмотрены вопросы охраны труда  и гражданской защиты.

Работа выполнена  в полном соответствии с заданием и требованиями ЕСКД