Атомная энергетика

Атомная энергетика
Описание атомной станции малой мощности
Описание реакторной установки
Параметры реакторной установки
Основные решения по конструкции активной зоны
Парогенератор обеспечивает выработку пара
Компенсатор давления
Описание систем реакторной установки
Системы аварийной остановки реактора
Система аварийного охлаждения активной зоны
Локализующие системы безопасности
Обеспечивающие системы безопасности
Технологическая схема сборки твэла
Ионизирующие излучения
Принцип работы атомных электрических станций
Надежность АЭС
Реакторы типа РБМК-1000
Реакторы типа ВВЭР
(водо-водяные энергетические реакторы)
Принцип работы теплоэлектрических
преобразователей
Характеристики
современных термоэлектропреобразователей
.
Проект второй очереди Нововоронежской АЭС
Повышение безопасности энергоблока №4 НВАЭС
Особенности ядерных реакторов
Основные этапы ядерного топливного цикла

Топливо ядерных реакторов

Парогенератор АЭС реактора БН-600.
Задача: найти расход теплоносителя,
тепловую мощность
Задача: рассчитать толщину стенок труб
теплопередающей поверхности
Задача: рассчитать геометрические
размеры парогенератора.
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ И ТИПЫ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Парогенератор.

Гидроэлектрические станции
 

Технологическая схема сборки

Все операции проводятся в горизонтальном положении на автоматизированной линии. Технологическая схема процесса сборки твэла представлена на рисунке 4.2.

Технологическая схема сборки твэл.

рис.4.1. Технологическая схема сборки твэл.

Все результаты контрольных операций обрабатываются ЭВМ. Последняя производит автоматическую разбраковку твэлов.

5. Экологическая часть

В экологической части дипломного проекта был проведен анализ опасных и вредных факторов с точки зрения экологии окружающей среды и охраны труда. Перечислены применяемые в проекте меры борьбы с этими факторами.

5.1. Анализ опасных и вредных факторов

Перечень опасных и вредных факторов для плавучего энергоблока с РУ КЛТ–40С

Высокое давление теплоносителя – 12.7 МПа;

Высокие температуры теплоносителя – до 310 ºС;

Ионизирующее излучение;

Радиоактивные материалы: топливо и продукты деления;

Электрический ток;

Пожарная опасность.

5.2. Меры по обеспечению безопасности

5.2.1. Давление

Теплоноситель первого контура (вода) проектируемой реакторной установки находится под давлением 12.7 МПа.

Это давление передается на детали корпуса реактора (днище, обечайка, крышка, шпильки, скрепляющие крышку и корпус), а также на трубопроводы, служащие для передачи теплоносителя из реактора в парогенератор и циркуляционный насос первого контура и обратно (по схеме труба в трубе). Для обеспечения герметичности разъемного соединения “крышка – корпус” применяются кольцевые никелевые прокладки.

Все вышеперечисленные детали в рамках дипломного проекта рассчитаны на прочность согласно “Нормам расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок” – ПНАЭ Г-7-002-86. Необходимо проведение испытаний опытных образцов на растяжение по ГОСТ 11150-84 и ГОСТ 19040-81, а также на длительную прочность по ГОСТ 11145-81. Кроме этого, необходимы гидравлические испытания корпуса реактора и трубопроводов для проверки его герметичности и прочности.

Проверка на герметичность производится 30%-ой гелиево-воздушной смесью. Проверка на прочность производится водой.

Давление воды в корпусе, трубопроводе следует поднимать до пробного давления испытания со скоростью подъема давления не более 1 атм. в минуту.

При достижении давления, равного 0,3 и 0,6 от пробного давления, а также при рабочем давлении, необходимо прекратить повышение давления и провести промежуточный осмотр и проверку наружной поверхности корпуса, трубопровода.

Под пробным давлением корпус, трубопровод должен находиться в течение не менее 5 минут, после чего давление постепенно снижают до расчетного, при котором проводят осмотр наружной поверхности корпуса (трубопровода). Продолжительность испытания не менее 12 часов.

Давление  для испытаний определяется в соответствии с ГОСТ 14202-80 по зависимости:

 

5.2.2.Температура

 Температура теплоносителя первого контура на выходе из активной зоны достигает значения 310 ºС. Для обеспечения безаварийной работы установки применяются:

Материал оболочки твэл, чехлов ТВС, дистанционирующих решеток – коррозионно- и радиационностойкий циркониевый сплав Э-635

металлические экраны для снижения температурного и радиакционного воздействия на корпус;

трубопроводы “труба в трубе” (по центральному трубопроводу в парогенератор протекает горячий теплоноситель, а по кольцевому зазору из парогенератора в камеру всаса циркуляционного насоса – холодный теплоноситель, далее по центральному трубопроводу в реактор на вход активной зоны);

Корпус и крышка реактора выполнены из теплостойкой стали, плакированной аустенитной нержавеющей сталью. Внутрикорпусные конструкции – из аустенитной нержавеющей стали.

Атомная энергетика