Добавить проект
Прочитать правила
Платный доступ
Авторизация:




Чертежи » Дипломні і курсові роботи : Машинобудування і механника : Технологія машинобудування : Дипломний проект - Розробка поглинаючої конструкції системи управління реактором ВВЕР-1000

Дипломний проект - Розробка поглинаючої конструкції системи управління реактором ВВЕР-1000

| Рб:
4
| Платформа: Компас | Поместил: jalad | Дата: 16.4.18 16:08 | Год выпуска: 2011 | Размер: 1.86 MB | Скачали: 0
Коротко о файле: НТУ "ХПИ"/ Кафедра "Парогенераторостроения" / Разработка поглощающего элемента повышенной надежности системы управления и защиты для реактора ВВЭР-1000. / Состав: 4 листа чертежи (Реактор ВВЕР-1000; ТВЗ реактора ВВЕР-1000; Базовий ПЕЛ; Проектований ПЕЛ) + ПЗ.
Дипломний проект - Розробка поглинаючої конструкції системи управління реактором ВВЕР-1000

ЗМІСТ
Вступ
1 Опис реакторної установки та її компонентів
1.1 Реакторна установка ВВЕР-1000
1.2 Активна зона
1.3 Системи управління та захисту реактора
2 Аналіз технічних рішень, направлених та підвищення характеристик пел та ПС СУЗ
3 Вибір і обґрунтування конструкції пела
3.1 Обґрунтування використання титанату диспрозію
3.2 Обґрунтування конструкції пела
3.3 Фізична ефективність ПС СУЗ
3.4 Порівняння економічної ефективності використання ПС СУЗ
4 Технологічний процес виготовлення пела
4.1 Технологія виготовлення пела
4.2 Контроль пелів
5 Розрахунок виходу гелію й приросту тиску в штатному пелі за 2-7 років роботи
5.1 Постановка задачі
5.2 Розрахунок виходу гелію
5.3 Розрахунок приросту тиску
5.4 Висновки розрахунку
6 Охорона праці і навколишнього середовища
7 Економічна оцінка та обґрунтування
Висновок
Список джерел інформації

Водо-водяні енергетичні реактори (ВВЕР) з водою під тиском в активній зоні одержали найбільше поширення в усьому світі <1>. Реактор ВВЕР-1000 призначений для виробництва теплової енергії за рахунок ланцюгової реакції поділу ядер. Реактор гетерогенний корпусного типу, працюючий на теплових нейтронах, з водою під тиском, яка виконує функцію теплоносія і сповільнювача.
Технологічна схема енергоблоків з реакторами ВВЕР має два контури.
Перший контур – радіоактивний. До його складу входять сам реактор і чотири циркуляційні петлі, кожна із яких включає горизонтальний парогенера-тор, головний циркуляційний насос і головний циркуляційний трубопровід. До однієї з циркуляційних петель першого контуру приєднаний компенсатор тис-ку, за допомогою якого в контурі підтримується заданий тиск води, що явля-ється у реакторі і теплоносієм і сповільнювачем нейтронів.
Другий контур – нерадіоактивний. Він включає паропроводи, парові турбіни, сепаратори-пароперегрівачі, конденсатори, живильні насоси (ЖН) і трубопроводи, деаератори і регенеративні підігрівачі.
Парогенератор є загальним устаткуванням для першого і другого конту-рів. У ньому теплова енергія, вироблена в реакторі, від першого контуру через теплообмінні трубки передається другому контуру. Насичена пара, що вироб-ляється в парогенераторі, по паропроводу поступає на турбіну, яка приводить в обертання ротор генератора, що виробляє електричний струм.
Регулювання реактора здійснюється переміщуваними регулюючими ор-ганами, і як правило, рідким поглиначем.
Теплоносій поступає в реактор через вхідні патрубки корпусу, проходить вниз по кільцевому зазору між шахтою і корпусом, потім через отвори в опор-ній конструкції шахти підіймається вгору через тепловиділяючі збірки. Нагрі-тий теплоносій виходить з головок ТВЗ в міжтрубний простір блоку захисних труб і через перфоровану обичайку блоку та шахти відводиться вихідними па-трубками з реактора.
У якості ядерного палива використовуються таблетки двоокису урану з початковим збагаченням по 235U у стаціонарному режимі в діапазоні від 2,4 до 4,4 % (по масі).
Реактор ВВЕР-1000 володіє важливою властивістю саморегулювання: при підвищенні температурі теплоносія або потужності реактора відбувається зниження інтенсивності ланцюгової реакції в активній зоні і в підсумку знижен-ня потужності реактора.
Активна зона – частина ядерного реактора, що містить ядерне паливо, та забезпечує задану потужність і умови для ініціації і підтримки керованої лан-цюгової реакції поділу ядер.
Активна зона реактора зібрана зі 163 шестигран-них тепловиділяючих збірок (ТВЗ), котрі містять тепловиділяючі елементи (твели) стержньового типу з сердечником з двоокису урану у вигляді таблеток, що знаходяться в оболонці з цирконієвого сплаву. В тепловиділяючих збірках твели розміщені по трикутним решіткам і укладені в чохол з цирконієвого сплаву. У свою чергу, ТВЗ також зібрані у трикутні решітки з кроком 12,75 мм. Нижні циліндрові частини ТВЗ входять в отвори опорної плити, верхні – в дистанціонуючу притискну плиту.
Зверху на активну зону встановлюється блок захисних труб, що дистанціонує касети і запобігає спливанню і вібрації.

Основні конструкційні характеристики активної зони ВВЕР-1000:

Параметр

Значення

Еквівалентний діаметр, м

3,12

Висота, м

3,55

Об'єм, м3

27

Крок решітки, мм

12,75

Робочий тиск, МПа

15,7

Температура теплоносія, °С

на вході в реактор

287

 

на виході з реактора

318

Витрата теплоносія через реактор, м3/год

84800

Гідравлічний опір активної зони, МПа

0,18

Гідравлічний опір реактора, МПа

0,4

Температура теплоносія на виході з максимально навантаженої збірки, °С

329

Завантаження реактора паливом UO2, кг

~80000

Збагачення палива по 235U, %

4,4

Швидкість теплоносія, м/с:

у патрубку реактора (вхід/вихід)

9,8/11

 

у активній зоні (середня)

5,5

Кампанія палива, діб

300

Середня питома енергонапруженість об'єму активної зони, МВт/м3

111

Середня густина теплового потоку Вт/см2

58,12

ВИСНОВОК
У дипломному проекті розглянуті перспективні конструкції пелів з комбі-нованим поглиначем. Проведено обґрунтування використання таблеток тита-нату диспрозію в якості поглинаючого матеріалу для ПС СУЗ ВВЕР-1000.
Розглянуті технологічні процеси виготовлення пела та таблеток титанату диспрозію.
Дослідження впливу легуючих домішок у вигляді оксиду молібдену (МоО3) показали ефект стабілізації флюоритної структури титанату диспрозію та підвищення щільності таблеток.
Були проведені розрахунки виходу гелію та приросту тиску в штатному пелі за 2-7 років роботи. Після цього були розраховані окружні розтягуючі напруження, при порівнянні яких із межами текучості і міцності для сталі 06Х18Н10Т при температурі 350 0С ми впевнилися, що за даний період роботи в оболонці пел не буде ніяких структурних змін, які б становили небезпеку в нормальній роботі реактора. Поряд із цим, був зроблений розрахунок того моменту, коли окружні розтягуючі напруження зрівняються із межами текучо-сті і міцності.
Низький термін експлуатації показав, що перехід на використан-ня титанату диспрозія є більш доцільним.
Розглянуто питання економіки, охорони праці та навколишнього середовища.




Содержимое архива

Проекты (работы, чертежи) можно скачать став участником и внеся свой вклад в развитие. Как скачать ? подробнее >>>>>>>

 
Cloudim - онлайн консультант для сайта бесплатно.