Курсовая работа: Проект АЭС мощностью 2000 МВт

Основные требования к выбору места строительства АЭС диктуются стремлением уменьшить стоимость строительства и способствовать повышению экономичности и надежности эксплуатации. А так же повышению экономики региона в целом.

Такой мощной электростанции, как проектируемая, предстоит работать в электрической системе, поэтому площадка для строительства должна обеспечить удобный вывод линий электропередачи высокого напряжения. По размерам площадка выбирается достаточной для рационального по условиям технологического процесса размещения всех необходимых зданий и сооружений. Должна быть обеспечена простая и удобная связь с железной дорогой, пользоваться которой придётся с начала строительства и в процессе эксплуатации (подвоз топлива, обращение с РАО).

В отношении промышленных предприятий, а особенно атомных станций существуют Государственные правила проектирования: 1) «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» ПНАЭ Г-1-011-97 (НТБ 25807);

2) «Сан.Пин 2.6.1.24-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций» СП АС-03 (НТБ 26240);

3) «Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций» НП-002-04 (НТБ 26362);

4) «СП2.6.61168-02. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)»;

2. Основное оборудование АЭС и его характеристики

2.1 Реактор

Реактор ВВЭР-1000 относится к реакторам корпусного типа с водой под давлением. Вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов.

Верхняя часть: крышка шахты реактора, верхний блок реактора, крышка реактора (покрытая теплоизоляцией), система термоконтроля и контроля энерговыделений, система охлаждения чехлов приводов СУЗ.

Нижняя часть: корпус реактора, бак сухой защиты, входные и выходные трубопроводы (в том числе САОЗ), ферма, внутрикорпусные устройства (шахта, корзина или выгородка, блок защитных труб и др.). Корпус покрыт теплоизоляцией.

Одним из ответственных узлов реактора типа ВВЭР является корпус высокого давления. Металл корпуса находится в условиях интенсивного нейтронного облучения в течение всего срока службы, который составляет около 30 лет.

Корпус реактора представляет собой цилиндр с эллиптическим днищем. Изготовлен из цельнокованых обечаек, соединенных сваркой. Предназначен для размещения внутрикорпусных устройств. Работает под внутренним давлением. Корпус реактора ВВЭР-1000 изготавливается из перлитной стали 15Х2НМФА и покрывается изнутри наплавкой из аустенитной стали. Масса 400 т. Размеры корпуса ВВЭР-1000 – 4,69´10,88 м.

Активная зона представляет собой набор из 151 ТВС. Каждая ТВС представляет собой сборку из 317 твэлов и 12 трубок для размещения органов регулирования. Топливом служит UO2 различного обогащения.

Компенсация избыточной реактивности в общем случае осуществляется с использованием жидкого поглотителя (борное регулирование), механических стержней СУЗ и выгорающих поглотителей. В ВВЭР-1000 используется кластерное регулирование, при котором регулирующие органы в виде пучков тонких стержней, которые размещаются практически в каждой тепловыделяющей кассете и вводятся в специальные направляющие трубки.

Основные технические характеристики реактора ВВЭР-1000 [1, с. 136] Мощность, МВт

электрическая - 1000;

тепловая - 3000;

Расход воды через реактор, м3/ч - 84 000;

Число петель главного циркуляционного контура - 4;

Первоначальная загрузка урана (в пересчете на металлический), т - 66;

Среднее обогащение первой загрузки, % - 3,0;

Максимальное проектное обогащение топлива, % - 4,4;

Средняя глубина выгорания топлива в стационарном режиме, МВт×сут/кг - 40;

Средняя удельная энерго напряженность активной зоны, МВт/м3 - 111;

Средняя удельная энерго напряженность топлива, кВт/кг - 45,5;

Средняя плотность теплового потока, МВт/м2 - 0,545;

Давление теплоносителя на выходе из активной зоны, МПа - 15,7;

Температура теплоносителя, 0C на входе в реактор - 290;