Для студентов МГТУ им. Н.Э.Баумана по предмету Оборудование энергоустановокРеакторная установка с реактором ВВЭР-1000. Системы обращения с ядерным топливом (система хранения и обращения со свежим ядерным топливом, система перРеакторная установка с реактором ВВЭР-1000. Системы обращения с ядерным топливом (система хранения и обращения со свежим ядерным топливом, система пер
5,0054
2021-04-062021-04-06СтудИзба
Реакторная установка с реактором ВВЭР-1000. Системы обращения с ядерным топливом (система хранения и обращения со свежим ядерным топливом, система перегрузки активной зоны)
Бестселлер
Описание
ВВЕДЕНИЕ
Целью курсовой работы является ознакомление с конструкцией и принципами функционирования реакторной установки с ВВЭР-1000. Подробно рассмотрены системы обращения с ядерным топливом. Курсовая работа выполнена в соответствии с требования рабочей программы дисциплины «Оборудование водо-водяных реакторных установок. Курсовая работа».
1. РУ с водо-водяным реактором ВВЭР-1000 1.1 Назначение и состав РУ Реакторная установка (РУ) с реактором ВВЭР-1000 (рисунок 1.1) входит в состав энергоблока АЭС и предназначена для выработки сухоного насыщенного пара, тепловая энергия которого преобразуется парогенератором в электрическую. Энергия деления ядер топлива, находящегося в активной зоне реактора отводится теплоносителем, который циркулирует по первому замкнутому контуру. Проходя через реактор, теплоноситель нагревается, после чего по главным циркуляционным трубопроводам он попадает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура, а затем возвращается в реактор с помощью главных циркуляционных насосов. Сухой насыщенный пар, вырабатываемый во втором контуре парогенератора, подается на турбины турбогенератора.
На рисунке 1.1.1 представлено следующее оборудование: 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – ГЦН; 4 – компенсатор давления; 5 – барботажный бак; 6 – гидроемкость аварийного запаса раствора бора (САОЗ); 7 – приямок; 8 – регенеративный теплообменник фильтров первого контура; 9 – доохладитель протечек первого контура; 10 – бассейн выдержки; 11 – теплообменник расхолаживания; 12 – насос контура расхолаживания бассейна выдержки; 13 – бак аварийного запаса раствора бора; 14 – насос подачи раствора бора на очистку; 15 – насос заполнения бассейна; 16 – насос аварийного расхолаживания и впрыска бора; 17 – фильтры спецводоочистки; 18 – теплообменник планового и аварийного расхолаживания; 19 – спринклерный насос; 20 – насос аварийного расхолаживания и впрыска бора; 21 – приямок организованных протечек; 22 – вспомогательный насос организованных протечек; 23 – насос организованных протечек; 24 – доохладитель очистки первого контура; 25 – фильтры очистки реакторной воды; 26 – насос чистого конденсата; 27 – вспомогательный насос; 28 – охладитель выпара деаэратора подпитки; 29 – деаэратор подпитки первого контура; 30 – охладитель подпитки первого контура; 31 – доохладитель подпитки первого контура; 32 – подпиточный насос.
![]()
Целью курсовой работы является ознакомление с конструкцией и принципами функционирования реакторной установки с ВВЭР-1000. Подробно рассмотрены системы обращения с ядерным топливом. Курсовая работа выполнена в соответствии с требования рабочей программы дисциплины «Оборудование водо-водяных реакторных установок. Курсовая работа».
1. РУ с водо-водяным реактором ВВЭР-1000 1.1 Назначение и состав РУ Реакторная установка (РУ) с реактором ВВЭР-1000 (рисунок 1.1) входит в состав энергоблока АЭС и предназначена для выработки сухоного насыщенного пара, тепловая энергия которого преобразуется парогенератором в электрическую. Энергия деления ядер топлива, находящегося в активной зоне реактора отводится теплоносителем, который циркулирует по первому замкнутому контуру. Проходя через реактор, теплоноситель нагревается, после чего по главным циркуляционным трубопроводам он попадает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура, а затем возвращается в реактор с помощью главных циркуляционных насосов. Сухой насыщенный пар, вырабатываемый во втором контуре парогенератора, подается на турбины турбогенератора.
На рисунке 1.1.1 представлено следующее оборудование: 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – ГЦН; 4 – компенсатор давления; 5 – барботажный бак; 6 – гидроемкость аварийного запаса раствора бора (САОЗ); 7 – приямок; 8 – регенеративный теплообменник фильтров первого контура; 9 – доохладитель протечек первого контура; 10 – бассейн выдержки; 11 – теплообменник расхолаживания; 12 – насос контура расхолаживания бассейна выдержки; 13 – бак аварийного запаса раствора бора; 14 – насос подачи раствора бора на очистку; 15 – насос заполнения бассейна; 16 – насос аварийного расхолаживания и впрыска бора; 17 – фильтры спецводоочистки; 18 – теплообменник планового и аварийного расхолаживания; 19 – спринклерный насос; 20 – насос аварийного расхолаживания и впрыска бора; 21 – приямок организованных протечек; 22 – вспомогательный насос организованных протечек; 23 – насос организованных протечек; 24 – доохладитель очистки первого контура; 25 – фильтры очистки реакторной воды; 26 – насос чистого конденсата; 27 – вспомогательный насос; 28 – охладитель выпара деаэратора подпитки; 29 – деаэратор подпитки первого контура; 30 – охладитель подпитки первого контура; 31 – доохладитель подпитки первого контура; 32 – подпиточный насос.







Характеристики курсовой работы
Предмет
Учебное заведение
Семестр
Просмотров
89
Размер
2,47 Mb
Список файлов
Реакторная установка с реактором ВВЭР-1000. Системы обращения с ядерным топливом (система хранения и обращения со свежим ядерным топливом_ система перегрузки активной зоны).pdf

Ваше удовлетворение является нашим приоритетом, если вы удовлетворены нами, пожалуйста, оставьте нам 5 ЗВЕЗД и позитивных комментариев. Спасибо большое!