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





ановка


Енергія ядерного палива в активній зоні реактора використовується для підігріву теплоносія, що циркулює по чотирьох замкнутим контурам. У парогенераторах тепло передається воді другого контуру, нагріваючи її до освіти сухої насиченої пари, що надходить на турбіну. Система компенсації тиску підтримує в ГЦК тиск в номінальних параметрах. Гідроємності САОЗ служать для забезпечення безпечної експлуатації АС.

Другий контур складається з: однієї турбоустановки проекту «Ленінградського Металевого Заводу», типу К - 1000-60/3000, систем паропроводів і поживних трубопроводів, деаераторів, систем регенеративного підігріву живильної води високого і низького тиску, конденсаційних установок, допоміжних систем, в тому числі системи циркуляційного водопостачання.

Другий контур - нерадіоактивний.

Для запобігання аварій і зниження їх наслідків є системи безпеки: захисні, локалізуючі, що забезпечують і керуючі.

У разі виходу радіоактивних продуктів за межі першого контуру їх локалізація здійснюється в обсязі зони локалізації аварій (ЗЛА) за допомогою системи локалізації аварій (СЛА), до складу яких входить система герметичних приміщень і спринклерна система.

Ядерний реактор ВВЕР - 1000 являє собою циліндричний вертикальний посудину високого тиску, виконаний з вуглецевої сталі з внутрішньокорпусні наплавленням з нержавіючої сталі. Теплоносієм і сповільнювачем в реакторі є обезсолена вода з борною кислотою. Концентрація борної кислоти в процесі експлуатації змінюється від 0 до 16 г / кг. Теплоносій надходить в реактор через 4 вхідних патрубка корпусу, проходить по кільцевому зазору між корпусом і внутрішньокорпусні шахтою і через перфороване еліптичне днище і опорні труби шахти входить в тепловиділяючі збірки (ТВЗ). З ТВС через перфоровану нижню плиту блоку захисних труб (БЗТ), в кільцевий зазор між шахтою і корпусом. З кільцевого зазору теплоносій через чотири вихідних патрубка виходить з реактора.

До складу реактора входить наступне обладнання:

корпус; внутрішньокорпусні пристрої; верхній блок; привід Шем (кроковий електромагнітний привід СУЗ); збірка каналу нейтронного вимірювання; блок електричних розводок; активна зона.

Регулювання потужності реактора і гасіння реакції поділу проводиться двома системами впливу на реактивність, заснованими на різних принципах:

· Системою механічного переміщення регулюючих стрижнів в активній зоні (система управління та захисту). За допомогою цієї системи виробляються швидкі зміни реактивності при роботі на потужності і останов реактора при нормальних умовах експлуатації і аваріях. Конструкція реактора забезпечує введення механічних органів СУЗ в активну зону під дією їх власної ваги при спрацьовуванні аварійного захисту і знеструмленні приводів СУЗ при всіх проектних аваріях. Ефективність механічних органів СУЗ (що виконують функцію АЗ) достатня для компенсації ефектів реактивності, пов'язаних із зміною потужності від 100% до нуля, і забезпечення початкової підкритичності 0,01.

· Системою зміни концентрації борної кислоти в теплоносії. За допомогою цієї системи виробляються повільні зміни реактивності, при регулюванні потуж...


Назад | сторінка 2 з 15 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • Реферат на тему: Розробка системи неруйнівного контролю конструкційніх елементів реактора ВВ ...
  • Реферат на тему: Конструкція реактора ВВЕР-1000
  • Реферат на тему: Система передачі теплової енергії від теплоносія першого контуру до живильн ...
  • Реферат на тему: Порівняння ізотермічного реактора ідеального витіснення і реактора повного ...
  • Реферат на тему: Нейтронно-фізичний розрахунок реактора типу ВВЕР