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 » Лекции » Загальний менеджмент якості

Реферат Загальний менеджмент якості





а також передачі попередньо обробленої інформації в ЦВК і оперативному персоналу. Установка ВРК- КНП входить до складу реакторної установки і функціонує спільно з інформаційно-обчислювальним комплексом. Система внутрішньореакторного контролю для реакторної установки ВВЕР - 1000 (СВРК - 1000). Система внутрішньореакторного контролю - ВРК, призначена для забезпечення безпечної та економічної експлуатації реактора на енергетичному рівні потужності. Вона виконує такі основні функції: збір, обробку та подання оператору узагальненої інформації про поточний стан реакторної установки і сигналізацію про вихід параметрів за допустимі межі; реєстрацію інформації для отримання протоколів і зведень; накопичення (архівацію) даних для ведення історії роботи реактора; обмін даними з УВС блоку; формування сигналу попереднього захисту активної зони від локальних перегрівів і видачу рад оператору з придушення ксенонових коливань; контроль працездатності і діагностику несправностей обладнання системи СВРК.

Особливості АЕС:

) Можуть споруджуватися в будь-якому місці;

2) автономність від ряду зовнішніх чинників;

3) Вимагають малого кол-ва палива;

4) Працюють за вільним графіком;

) Більш екологічні ніж КЕС і ТЕЦ.


3. Опис станції


атомний електростанція реактор нейтронний

До складу кожного з шести енергоблоків Запорізької АЕС входить наступне основне обладнання:

Аналіз вимірювальної інформації на ВП ЗАЕС

Визначення об'єктів аналізованої вимірювальної інформації

Для забезпечення надійної та безпечної експлуатації АЕС необхідно контролювати параметри основного енергетичного обладнання.

основного енергетичного обладнання ВП ЗАЕС є:

модернізовані водо-водяні енергетичні реактори типу ВВЕР - 1000; парогенератори горизонтального типу ПГ - 1000; парові турбіни типу К - 100-60 1500 ХТТЗ; турбогенератори типу ТВВ - 1000-4 потужністю 1000 МВт напругою 24 кВ; головні циркуляційні насоси типу ГЦН - 195М. В якості палива використовується низькозбагачений двоокис урану. Реактор, парогенератори та інше обладнання першого контуру, що знаходиться під високим тиском, розташовується в захисній залізобетонної оболонці. водо-водяний енергетичний реактор типу ВВЕР - 1000являются двоконтурними, тобто контури теплоносія і робочого тіла розділені. Основне обладнання першого контуру Перший контур радіоактивний, складається з головного циркуляційного контуру, системи аварійного охолодження і ряду допоміжних систем. Головний циркуляційний контур (ГЦК) призначений для генерації і передачі тепла, що виділяється під час ядерної реакції в активній зоні реактора, парогенераторів, який виробляє пар. Власне ГЦК складається з водо-водяний енергетичний реактор типу ВВЕР - 100 тепловою потужністю 3 200 МВт і чотирьох циркуляційних петель. До складу кожної циркуляційної петлі входить головний циркуляційний насос, горизонтальний парогенератор, головні циркуляційні трубопроводи умовним діаметром 850 мм. Реактор Джерелом теплової енергії на атомній електростанції служить гетерогенний водо-водяний енергетичний реактор типу ВВЕР - 100 тепловою потужністю 3 200 МВт, що працює на теплових нейтронах. В якості теплоносія і сповільнювач використовується борованої вода. Номінальний тиск теплоносія 160 кгс см. В якості палива використовується низькозбагачений двоокис урану. Реактор являє собою вертикальний циліндричний посудину, усередині якого в спеціальній шахті розміщується активна зона з встановленими в ній касетами тепловиділяючими елементами. Теплоносій надходить в реактор за чотирма патрубкам умовним діаметром 850 мм, проходить зверху вниз по кільцевому зазору між корпусом і шахтою, потім знизу вгору через отвори в опорній конструкції шахти, охолоджуючи ТВЕЛи касет активної зони, теплоносій нагрівається за рахунок тепла ядерної реакції і виходить через чотири патрубки умовним діаметром 850 мм. Загальна витрата теплоносія через реактор 80000 м ч. При роботі реактора на номінальній потужності температура води на вході дорівнює 287,8 * С, а на виході з реактора досягає 322,5 * С. Активна зона реактора складається з 49 регульованих, 60 нерегульованих касет і 54 касет з пучками вигоряючими поглиначів. Парогенератор ...


Назад | сторінка 4 з 6 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • Реферат на тему: Водо-водяний реактор. Фізичний розрахунок
  • Реферат на тему: Розробка системи неруйнівного контролю конструкційніх елементів реактора ВВ ...
  • Реферат на тему: Конструкція реактора ВВЕР-1000
  • Реферат на тему: Реактор РБМК-1000
  • Реферат на тему: Нейтронно-фізичний розрахунок реактора типу ВВЕР