Теми рефератів
> Реферати > Курсові роботи > Звіти з практики > Курсові проекти > Питання та відповіді > Ессе > Доклади > Учбові матеріали > Контрольні роботи > Методички > Лекції > Твори > Підручники > Статті Контакти
Реферати, твори, дипломи, практика » Новые рефераты » Температурна стратифікація теплоносія в гарячих нитках на енергоблоках з реакторами типу PWR

Реферат Температурна стратифікація теплоносія в гарячих нитках на енергоблоках з реакторами типу PWR





Введення

реактор енергоблок стратифікація температура

Досвід проведення пусконалагоджувальних робіт та експлуатації на енергоблоках АЕС з ВВЕР - 1000 різних проектів (В - 320, В - 428, В - 446) показує, що в гарячих нитках петель 1-го контуру спостерігається істотна температурна стратифікація теплоносія. Принаймні, про це явище можна говорити по тракту теплоносія від виходу з корпусу реактора до перетинів гарячих ниток, в яких розміщуються термодатчики штатних систем контролю і управління. У зв'язку з даним явищем можна говорити про наявність додаткової неврахованої систематичної похибки каналів температурного контролю теплоносія в гарячих нитках. Зрештою, через температурної стратифікації в системі внутрішньо-реакторного контролю (СВРК) з більшою похибкою визначається і контролюється потужність реактора за параметрами 1-го контуру, а також один з основних контрольованих оперативним персоналом параметрів - середньозважена потужність реактора.

Явище температурної стратифікації теплоносія в гарячих нитках спостерігається і на зарубіжних енергоблоках з реакторами типу PWR. При цьому дослідженню даного явища за кордоном, як на стендах та експериментальних установках, так і за допомогою теплогидравлических кодів приділяється суттєва увага. Все це свідчить про актуальність цього питання і необхідності більш глибокого дослідження даного явища, в тому числі і на основі даних натурних випробувань на енергоблоках з ВВЕР, що проводяться при введенні енергоблоків в експлуатацію.

Для аналізу використовуються дані, отримані при перевірках відповідності координат внутрішньореакторних датчиків в активній зоні і на засобах відображення інформації СВРК на енергоблоках № 1 та № 2 Тяньваньської АЕС (проект В - 428), енергоблоці № 1 АЕС Бушер (проект В - 446), енергоблоці № 2 Ростовської АЕС та енергоблоці № 4 Калінінської АЕС (проект В - 320).


1. АНАЛІЗ ПРОБЛЕМИ І МОЖЛИВІ СПОСОБИ ЇЇ ВИРІШЕННЯ


Загальні відомості

Водо-водяний енергетичний реактор ВВЕР - 1000 є гетерогенним ядерним реактором корпусного типу на теплових нейтронах.


Рис.1.1 Водо-водяний енергетичний реактор ВВЕР - 1000


У проекті для реактора енергоблоку № 3 Калінінської АЕС використана серійна активна зона проекту В - 320 на базі без кожухових ТВС шестигранного профілю з розміром «під ключ» 234 мм, розташованих в активній зоні по правильної трикутної решітці з кроком 236 мм.

Реакторна установка В - 320 перебуває у складі першого контуру серійного енергоблоку і призначена для вироблення сухого насиченої пари для турбогенераторної установки.

Реакторна установка включає в себе:

· реактор;

· чотири циркуляційні петлі, в кожній встановлений парогенератор типу ПГВ - 1000М, головний циркуляційний насос типу ГЦН - 195М, головний циркуляційний трубопровід Ду 850;

· систему компенсації об'єму: компенсатор тиску і барботер;

· чотири гідроємності САОЗ.

В ВВЕР - 1000 в якості палива використовується збагачена двоокис урану, сповільнювачем і теплоносієм служить хімобессоленной вода.


Рис. 1.2 Реакторна уст...


сторінка 1 з 15 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • Реферат на тему: Система передачі теплової енергії від теплоносія першого контуру до живильн ...
  • Реферат на тему: Зони митного контролю
  • Реферат на тему: Технологічний розрахунок зони ТО-1 для АТП, що складається з 210 автомобілі ...
  • Реферат на тему: Забезпечення техніки безпеки, виробничої санітарії та пожежної безпеки при ...
  • Реферат на тему: Розробка системи неруйнівного контролю конструкційніх елементів реактора ВВ ...