Реферат 12
Список принятых обозначений и сокращений 13
Оглавление 14
Введение 17
1. Проектные основы поглощающих стержней СУЗ 18
1.1. Назначение и функции 18
1.2. Проектные требования к СУЗ 18
1.3. Описание конструкции 19
1.4. Режимы работы СУЗ в течении кампании и в аварийных режимах 20
1.4.1. Изменение мощности энергоблока 20
1.4.2. Ложное срабатывание аварийной защиты 23
1.4.3. Ложное срабатывание ускоренной предупредительной защиты 24
1.4.4. Падение органов системы управления и защиты (единичное) 24
2. Нейтронно-физический расчет реактора ВВЭР-1200 26
2.1. Описания ядерно-физического проекта 26
2.2. Определение объемных долей компонентов по зонам элементарной
ячейки 30
2.3. Определение ядерной или молекулярной плотности компонентов
реактора в среднем по ячейке и по зонам 32
2.4. Определение средней по ячейки температуры нейтронного газа 34
2.5. Определение энергии сшивки 35
2.6. Определение макроскопических сечений по блоку и замедлителю 38
2.7. Расчет коэффициента размножения для бесконечной активной зоны.... 39
2.7.1. Число вторичных нейтронов 40
2.7.2. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах 40
2.7.3. Вероятность избежать резонансного захвата 45
2.7.4. Коэффициент использования тепловых нейтронов 46
3. Растчет эффективности стержней СУЗ 47
ФЮРА.693100.001.ПЗ 14
Изм Лист № докум. Подп. Дата
3.1. Эффективный радиус поглощающего стержня 47
3.2. Расчет коэффициента размножения для активной зоны с ЦПС 47
3.3. Эффективность регулирующих стержней 51
4. Гидравлический расчет активной зоны реактора 60
4.1. Г идравлический расчет направляющего канала ПЭЛ 60
5. Система автоматического регулирования компенсатора давления 76
5.1. Введение 76
5.2. Краткое описание технологии работы оборудования 76
5.3. Схема автоматического регулирования 77
5.4. Обзор существующей аппаратуры регулирования и выбор аппаратуры 79
Заключение 80
6. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и
ресурсосбережение 81
6.1. Эксплуатационные издержки для серийного реактора 81
6.2. Эксплуатационные издержки энергоблока 3 Ростовской АЭС 86
6.3. Экономический эффект 88
6.4. Оценка прибыли и рентабельности энергоблоков АЭС 90
6.5. Оценка экономической эффективности инвестиций 91
7. Социальная ответственность 94
7.1. Вредные производственные факторы 94
7.1.1. Ионизирующее излучение 94
7.1.2. Электромагнитное излучение 98
7.1.3. Микроклимат 99
7.1.4. Освещение 100
7.1.5. Шумы и вибрации 101
7.2. Анализ выявленных опасных производственных факторов 103
7.2.1. Электробезопасность 103
7.2.2. Пожарная безопасность 106
7.2.3. Термические опасности 108
Заключение 109
Изм Лист № докум. Подп. Дата
Список использованных источников 111
Приложение А 114
Приложение Б 120
Приложение В 122
Приложение Г 126
Графические материалы:
ФЮРА.693100.002 Система управления и защиты
ФЮРА. 693100.003 С2 Функциональная схема автоматизации компенсатора давления
РЕФЕРАТ
Выпускная квалификационная работа состоит из 137 страниц, 29 рисунков, 17 таблиц, 4 приложений, 29 источников, 2 листов графического материала.
Ключевые слова: органы регулирования, система управления и защиты, поглощающие стержни, ВВЭР-1200, реактивность.
Объектом исследования являются: СУЗ ВВЭР-1200
Цель работы - оценка эффективности органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ).
В процессе работы выполнены нейтронно-физический и
теплогидравлический расчеты активной зоны и направляющих каналов поглощающих элементов.
В результате работы получены значения эффективностей ОР СУЗ, по методу коэффициентов относительного энерговыделения в тепловыделяющих сборках (ТВС). Определены гидравлические потери в направляющих каналах и относительный расход теплоносителя на охлаждение поглощающих элементов. Выполнен анализ погрешностей расчета.
Методика расчета может быть использована для грубой оценки эффективности СУЗ, на начальных стадиях проектирования энергоблока.
В процессе работы реактора происходит выгорание исходного и накопление нового ядерного топлива, накопление продуктов деления и радиационного захвата нейтронов ядерным топливом. Все это в конечном итоге приводит к медленному, но непрерывному изменению реактивности. В реакторах на тепловых нейтронах коэффициент воспроизводства обычно меньше единицы, а накопление продуктов деления и радиационного захвата приводит к отравлению и шлакованию. Таким образом, реактивность этих реакторов в процессе работы уменьшается. В связи с этим в условиях периодических перегрузок ядерного топлива, которые практически и реализуются в современных ядерных энергетических реакторах, необходимо после каждой частичной перегрузки загрузить избыток топлива над критической массой, а действие избытка вплоть до очередной частичной перегрузки скомпенсировать компенсирующими органами.
Реактивность реактора изменяется, кроме того, в связи с мощностным и температурным эффектами. Переход с одного уровня мощности на другой сам по себе требует изменения реактивности, осуществляемого регулирующими органами. Изменение реактивности в переходных режимах происходит сравнительно быстро. Это обусловило специфические требования к органам регулирования по сравнению с органами, компенсирующими медленное изменение реактивности.
Несмотря на большое разнообразие регулирующих органов, используемых в ядерных реакторах, подавляющее большинство из них основано на поглощении избыточных нейтронов. В данной дипломной работе будем рассматривать подвижные поглощающие стержни, используемые практически во всех реакторах.
