ID: 66483

Название работы: Проект ЯЭУ ледокола с эффективной мощностью (мощность на винтах) 40МВт

Категория: Дипломная

Предметная область: Производство и промышленные технологии

Описание: Произведен расчет тепловой схемы установки оборудования I контура. Произведен тепловой гидравлический и прочностной расчеты ПГ расчет ГЦН I контура. Техническое освидетельствование один раз в год; оборудование реакторной установки должно охлаждаться водой третьего контура с температурой не выше 40оС...

Язык: Русский

Дата добавления: 2014-08-22

Размер файла: 4.19 MB

Работу скачали: 29 чел.

Оглавление

Основные сокращения.

АЗ – аварийная защита,

АЗР – активная зона реактора,

БЗ – биологическая защита,

ВВРД – водо-водяной реактор под давлением,

ГВД – газ высокого давления,

ГТЗА – главный турбозубчатый агрегат,

ГЦН – главный циркуляционный насос,

ЕЦ – естественная циркуляция,

ЖВЗ – железоводная защита,

ЗО – защитная оболочка,

ИИ – ионизирующее излучение,

ИОФ – ионно-обменный фильтр,

КГ – компенсирующая группа,

КО – компенсатор объема,

ОЦТ – основной циркуляционный тракт,

ПГ – парогенератор,

ППУ – паропроизводящая установка,

ПТУ – паротурбинная установка,

РУ – реакторная установка,

ТВД – турбина высокого давления,

ТВС – тепловыделяющая сборка,

ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент,

ТНД – турбина низкого давления,

ХФ – холодильник фильтра,

ЦНР – Циркуляционный насос расхолаживания,

ЭУ – энергетическая установка,

ЯППУ – ядерная паропроизводящая установка.

Аннотация

В данной дипломной работе рассматривается проект ЯЭУ для ледокола, обеспечивающей эффективную мощность (мощность на винтах) 40МВт.

Произведен расчет тепловой схемы установки оборудования I контура. Для реактора произведены детальные тепловой, гидравлический, нейтронно-физический и прочностной расчеты. Произведен тепловой, гидравлический и прочностной расчеты ПГ, расчет ГЦН I контура. В работе также рассчитывается биологическая защита установки. Произведен экономический расчет по укрупненным показателям.

1,Введение

Разработка и внедрение промышленных способов использования ядерной энергии - одно из важнейших научных достижений. Атомным технологиям нет альтернативы, без ядерной энергетики не возможно развитие экономики страны в целом. Ядерная энергетика - мощный фактор оздоровления экологической обстановки, так как с самого начала своего развития атомная энергетика поддерживает непревзойденный другими отраслями уровень безопасности и экологической чистоты.

Ядерные энергетические установки обладают рядом достоинств, обусловленных высокой энергоемкостью ядерного топлива. Эти особенности позволяют создавать для кораблей и судов установки неограниченной мощности, не нуждающиеся в запасах топлива, что обеспечивает практически любую дальность плавания и открывает широкие возможности для увеличения грузоподъемности и скорости судов.

Огромный опыт эксплуатации гражданских морских судов с ЯЭУ убедительно свидетельствует о том, что при грамотном и ответственном техническом использовании, обслуживании и ремонте обеспечивается высокий уровень надежности и безопасности судовых ЯРУ. Развитие стационарной и судовой ядерной энергетике привело к тому, что использование ЯЭУ становится экономически выгодным на судах транспортного флота.

Значимость освоения Северного морского пути для экономического развития России признана давно. Освоение Севера и его природных богатств во все времена было и остается причиной создания и совершенствования судов с ЯЭУ. Экономическая целесообразность дальнейшего освоения приполярных регионов Западной и Восточной Сибири со временем будет только возрастать, т.к. потребуется освоение перспективных газовых, нефтяных и, возможно, других месторождений в этих регионах. Но практическое их освоение и эффективное включение приполярных регионов в экономику России невозможно без мощного атомного флота.

Принятые в проекте ЯРУ технические решения базируются на решениях, проверенных при эксплуатации ядерных установок атомного гражданского флота России. Все атомные ледоколы, а также ледокольно-транспортный лихтеровоз - контейнеровоз "Севморпуть" оснащены аналогичными ядерными установками с наиболее распространенным и освоенным в мировой практике корпусным водо-водяным реактором.

За последние десятилетия накоплен уникальный опыт эксплуатации установок данного типа. В настоящее время в составе Российского атомного флота находятся атомные ледоколы "Арктика", "Сибирь", "Россия", "Советский Союз", "Ямал","50 лет победы", ледоколы с ограниченной осадкой совместной российско-финской постройки "Таймыр" и "Вайгач", лихтеровоз - контейнеровоз "Севморпуть". После почти 20 лет успешной эксплуатации с данным типом реакторной установки выведен из действия, выработав назначенный срок службы судовых конструкций, родоначальник атомного флота - ледокол "Ленин". К настоящему времени суммарная наработка этих реакторных установок превысила 150 реакторо-лет, при этом не было отмечено ни одного инцидента с нарушением управления реакцией деления или недопустимым распространением радиоактивности

Многолетний опыт эксплуатации судовых ЯЭУ и перспектив дальнейшего улучшения их технико-экономических показателей дает основание считать, что в ближайшие десятилетия развитие судовой ядерной энергетики будет определяться качественным совершенствованием реакторных установок с водой в качестве теплоносителя-замедлителя, а также систем управления. При предельной минимизации габаритных характеристик предпочтительной может оказаться блочная компоновка оборудования, поэтому эволюция блочных реакторных установок будет продолжаться. Нельзя также исключать, что поиск принципиально новых проектных решений с использованием других теплоносителей вместо воды приведет к прорывным решениям, обеспечивающим новые потребительские качества, которые будут дополнительно стимулировать строительство судов разных типов с ядерными энергетическими установками.

2.Требования к установке.

Разработка ЯППУ производилась исходя из следующих требований:

высокая безопасность, исключающая заражение окружающей среды радиоактивными продуктами;
высокая надежность эксплуатации, обеспечивающая срок службы не менее 25 лет;
экономическая рентабельность;
экологическая чистота, в том числе при снятии с эксплуатации.

В основу создания ЯППУ положены следующие принципы:

максимальное использование и усиление эффектов саморегулирования;
самозащищенность, использование пассивных систем безопасности;
резервирование систем безопасности;
использование ЕЦ теплоносителя при расхолаживании установки;
использование самосрабатывающих систем и механизмов;
применение наивысших норм проектирования основного оборудования, учет нагрузок при изменении давления и температуры теплоносителя как в нормальных, так и в аварийных режимах работы;
реакторная установка должна обеспечивать непрерывную работу в условиях безаварийной эксплуатации без непосредственного обслуживания периодами по 8000 часов, после чего допускается планово-предупредительный ремонт и замена отдельных узлов и деталей. Техническое освидетельствование – один раз в год;
оборудование реакторной установки должно охлаждаться водой третьего контура с температурой не выше 40оС;
охлаждение воды третьего контура должно производиться водой четвертого контура с температурой не выше 32оС;
реакторная установка должна быть размещена в герметичной защитной оболочке, максимальное давление в которой, при разгерметизации первого контура должно быть не более 5 МПа.

«Регистр России предусматривает, что атомное судно, оборудованное одной АППУ, должно быть снабжено резервным источником энергии или резервной механической установкой для обеспечения движения и энергоснабжения при выходе из строя АППУ». К резервному источнику предъявляются следующие требования:

резервный источник энергии или резервная механическая установка должны быть независимые от АППУ;
обеспечение движения судна со скоростью, достаточной для его управляемости с учетом заданного района плавания.

В качестве резервного двигателя предполагается использование дизельной установки мощностью 2000 кВт, с запасом топлива, обеспечивающим дальность хода не менее 200 миль.

3.Выбор материалов и компоновочных решений установки.

Судовой ядерной энергетической установкой называется комплекс оборудования, который на основе использования и преобразования ядерной энергии обеспечивает выработку тепловой, электрической или механической энергии, обусловленных ее функциональным назначением.

Получение ядерной энергии и ее преобразование в тепловую осуществляется в реакторной установке.

Преобразование тепловой энергии в механическую или электрическую осуществляется в паротурбинной установке (ПТУ). Передача энергии на движители осуществляется через редукторную механическую передачу (ГТЗА), которая включается в состав ПТУ. В ЯЭУ используется ПТУ, значит в реакторной установке вырабатывается пар и она называется ядерной паропроизводящей установкой (ЯППУ).

При выборе параметров и разработке ППУ на базе ЯЭУ использовались параметры и конструкция узлов ранее разработанных установок, кроме того, учитывались ранее выполненные разработки подобного вида, прототипы и литературные рекомендации.

Число возможных типов судовых ЯЭУ велико. Поэтому, учитывая все достоинства и недостатки, жесткие ограничения по габариту и весу, близость к размещению обслуживающего персонала выбираю однореакторную энергетическую установку с водо-водяным реактором корпусного типа блочной компоновки.

Многолетняя эксплуатация нескольких поколений судовых ЯЭУ с реакторами на воде в качестве теплоносителя-замедлителя показала, что они имеют достаточно высокие характеристики и по ресурсной надежности, и по безопасности. К достоинствам водяного теплоносителя-замедлителя можно отнести, в частности, дешевизну и простоту получения, отработанность конструкторских решений ВВРД.

В качестве материала для топливного сердечника выбираю двуокись урана – UO2. Этому выбору способствовали его характеристики, такие как высокая температура плавления 2880оС, стабильность под облучением, стабильность при температурах, близких к температуре плавления, химическая устойчивость по отношению к воде, пару, совместимость с различными типами сталей, отработанность технологии получения, хранения и переработки. Изготовление топливных таблеток UO2 ведется методом порошковой металлургии: прессованием и спеканием, с последующим шлифованием.

Материал оболочек ТВЭЛ сталь 08Х18Н10Т. Выбор данного типа стали обусловлен ее широкой применяемостью в силовом машиностроении; отсутствием реакции с паром, характерной для циркония; хорошей коррозионной и жаростойкостью.

Для судовых ЯЭУ компоновка оборудования реакторной части имеет определяющее значение, поскольку многие характеристики, в том числе оптимальность решения вопросов безопасности, массогабаритные показатели, конструкция основного оборудования, его ремонтопригодность, в значительной степени зависят от вида компоновки.

ППУ - двухконтурная, в ней теплоноситель, циркулируя по замкнутому контуру, переносит теплоту из реактора в ПГ, где она передается рабочему телу второго контура. Важной особенностью является то, что радиоактивные среды ограничены первым контуром, рабочее тело ПТУ нерадиоактивно, что обеспечивает доступ к оборудованию второго контура; БЗ необходима для оборудования, связанного с первым контуром. Однако по составу оборудования двухконтурные установки сложнее одноконтурных, а их КПД – ниже.

4.Выбор основных параметров установки.

С учетом опыта многолетней эксплуатации судовых и корабельных ЯЭУ различных поколений принимаем следующие параметры установки (I контур):

давление теплоносителя I контура PI = 15 МПа;
из условий максимума КПД и обеспечения необходимого запаса до кипения при заданном давлении, температура теплоносителя на выходе из реактора Твых = 320 оС;
величина подогрева воды в АЗР ∆Т=20 оС;
из условия достаточной длительности кампании при минимальной стоимости величина обогащения топлива z = 6%;

Принимаем следующие параметры II контура:

тепловая схема установки с промежуточной сепарацией пара и смесительной ступенью регенеративного подогрева (деаэратор);
величина минимального температурного напора в ПГ 20 оС, что соответствует температуре перегретого пара 300оС;
величина давления во II контуре из условия ограничения влажности на входе в ТНД МПа
величина давления в конденсаторе из условия соответствия температуры забортной воды в возможных районах плавания кПа.

5.Описание принципиальной схемы ЯППУ.

Выбор ЯЭУ с ВВРД обусловлен тем, что в настоящее время они широко используются на подводных и надводных судах и зарекомендовали себя как очень надежные. Для получения необходимого количества пара выбрали двухконтурную установку с одноступенчатым регенеративным подогревом питательной воды, выбранная ступень – смесительная (деаэратор).

Регенеративный подогрев используется в настоящее время на всех транспортных установках, несмотря на то, что отборы усложняют конструкцию турбины и повышают стоимость установки.

В состав ППУ входят следующие устройства и системы:

Системы нормальной эксплуатации включают в себя:

контур первичного теплоносителя (I контур);
контур перегретого пара и питательной воды (II контур);
контур охлаждения оборудования и БЗ (Ш контур);
контур забортной воды (IV контур);
обслуживающие и вспомогательные системы: отбора проб, газоудаления, дренажа – объединены в систему безотходной технологии теплоносителя I контура.

Кроме того, предусмотрена страховочная система ввода жидкого поглотителя для запроектных аварий.

Функционирование всех систем обеспечивается системой энергоснабжения (электроэнергия, гидро- и пневмоприводы), автоматического и дистанционного контроля.

В части выполнения функций безопасности указанные системы в полной мере удовлетворяют требованиям, предъявляемыми системам безопасности. Повышенная безопасность установки обеспечивается за счет оптимизации проверенных в условиях эксплуатации аналогов технических решений и применения систем, не требующих внешних энергоисточников.

5.1.Система первого контура.

Система I контура представляет собой герметичную высоконадежную замкнутую систему, рассчитанную на работу под высоким давлением и при высокой температуре, предназначенную для обеспечения теплосъема и переносу тепла от АЗР к теплоносителю II контура через ПГ. Рабочей средой I контура является вода высокой чистоты. I контур работает при давлении 15 МПа, при средней температуре 310 оС. При нарушении нормальных условий эксплуатации допускается кратковременное повышение давления до 18,75 МПа.

Система I контура включает в себя:

основной циркуляционный тракт;
система очистки и расхолаживания;
система компенсации объема;
система подпитки, проливки и заполнения контура;
система воздухоудаления и дренажа;
система отбора проб.

Для постоянного контроля за работой ППУ предусмотрены приборы технологического контроля.

Основной циркуляционный тракт.

Предназначен для снятия тепла с АЗР и передачи тепла рабочему телу II контура. Выполнен в виде четырех петель теплообмена, в которые входят реактор, четыре ПГ, четыре двухскоростных насоса. Представляет собой блочную конструкцию, в которой ПГ и ГЦН соединены с реактором короткими патрубкам типа «труба в трубе».

Реактор ВВРД – гетерогенный, однозаходный, топливом является U235 с обогащением 6% в топливной композиции UO2. Тепловая мощность реактора Nтепл=170 МВТ.

Парогенератор противоточный, змеевиковый, с движением среды II контура внутри трубок, число – 4 шт., паропроизводительность кг/с каждый.

Главный циркуляционный насос – центробежный, одноступенчатый, бессальниковый с герметичным двухскоростным электродвигателем, число – 4 шт . Смазка трущихся поверхностей подшипников, а также охлаждение ротора, перегородки и статора электродвигателя осуществляется водой I контура.

Четырех петлевая схема циркуляции теплоносителя обеспечивает достаточный уровень резервирования основного оборудования, а следовательно достаточный уровень теплоотвода от АЗР. Дополнительно надежность теплоотвода обеспечивается также тем, что циркуляция теплоносителя через реактор возможна тремя способами:

при работе ГЦН на высоких скоростях;
при работе ГЦН на малых скоростях;
за счет ЕЦ теплоносителя.

Вся мощность реактора равномерно распределяется между четырьмя петлями теплоотвода. При отключении одной из петель работа установки может быть продолжена мощности не более 75% от номинальной. При отключении двух петель – не более 50% от номинальной мощности.

Система очистки и расхолаживания.

Система предназначена для поддержания в заданных пределах состава (качества) теплоносителя и недопущения накопления долгоживущей радиоактивности в нем и для отвода остаточных тепловыделений при нормальном, аварийном и ремонтном расхолаживании ППУ.

В состав системы входят:

два ИОФ;
два холодильника фильтра;
насос ремонтного расхолаживания;
трубопроводы и арматура.

Данная система подключена параллельно системе ОЦТ. Циркуляция теплоносителя через нее осуществляется за счет напора ГЦН, в режиме расхолаживания – за счет ЦНР.

Система компенсации объема.

Система предназначена для поддержания необходимого давления при работе установки на любых уровнях мощности. В данной ППУ используется газовая система компенсации, состоящая из:

четырех КО, общим объемом 12м3;
трех групп газовых баллонов объемом 6 м3 каждая, причем две группы рабочие, одна – резервная;
компрессора для перекачки газа;
трубопроводов и арматуры.

Система КО соединена с I контуром по теплоносителю со сливной камерой реактора выше АЗР, а по газу с группами газовых баллонов.

Система подпитки, проливки и заполнения контура.

Предназначена для контуров теплоносителем, подпитки I контура, для компенсации технологических отборов и потерь теплоносителя вследствие утечек и дренажирования, а также для снятия тепла с АЗР в случае разгерметизации I контура.

Состоит из:

двух подпиточных насосов, включенных параллельно;
подпиточного бака;
трубопроводов и арматуры.

Система воздухоудаления и дренажа.

Предназначена для:

удаления воздуха из контура и оборудования при наполнении;
для отвода протечек из межклапанного пространства запорной арматуры;
для осушения контура и оборудования.

Система состоит из:

трубопроводов с запорной арматурой и приборами контроля;
дренажного бака для приема дренируемой воды.

Удаление воздуха из оборудования проводится через воздушники. Удаление теплоносителя из контура производится сжатым воздухом давлением 3-5 атм., подаваемого в КО.

Система отбора проб.

Служит для контроля за качеством воды и водного режима I контура путем периодического отбора проб теплоносителя. Эта система подключена к системе очистки, что обеспечивает возможность отбора проб холодного теплоносителя.

5.2Система второго контура.

Второй контур предназначен для получения перегретого пара из питательной воды за счет отвода тепла от теплоносителя I контура в ПГ. Кроме того, II контур является нормальным и аварийным каналами расхолаживания ППУ.

При использовании II контура в качестве канала нормального расхолаживания, подача питательной воды на вход в ПГ осуществляется из штатной конденсатно-питательной системы с помощью специальных электрических резервных питательных насосов. Отвод среды II контура после ПГ (пар, двухфазный поток, горячая вода) происходит в конденсаторы расхолаживания, охлаждаемые забортной водой. Получаемый конденсат возвращается на вход в ПГ с помощью конденсатных насосов.

В режиме аварийного расхолаживания подача питательной воды в ПГ осуществляется из цистерны запаса питательной воды с помощью аварийных питательных насосов. Сброс среды II контура происходит по той же схеме, что и при нормальном расхолаживании. Этот канал расхолаживания позволяет снимать остаточные тепловыделения при срабатывании АЗР с любого уровня мощности.

С целью обеспечения надежности каналы аварийного и нормального расхолаживания через ПГ выполнены в виде двух петель. В состав каждой петли входят: два ПГ, резервный питательный насос, аварийный питательный насос, конденсатный насос, конденсатор расхолаживания, трубопроводы и арматура, датчики теплотехнического контроля.

5.3Система третьего контура.

Контур предназначен для охлаждения основного оборудования реакторной установки и бака ЖВЗ. III контур так же может быть использован в режиме аварийного расхолаживания установки, что обеспечивает независимый от конденсаторов путь расхолаживания.

В состав III контура входят:

два насоса III контура;
два холодильника III-IV контура;
ИОФ;
два подпиточных бака;
трубопроводы, арматура, средства измерения.

Теплоноситель из напорного коллектора поступает на охлаждение оборудования, в ХФ. Затем теплоноситель попадает в сборный коллектор, а оттуда в бак ЖВЗ. Из бака ЖВЗ охлаждающая вода отводится за пределы ППУ. На байпасе напорного трубопровода установлен ИОФ. Компенсацию температурных расширений воды бака ЖВЗ осуществляет расширительный бак. Гремучая смесь из бака ЖВЗ отводится в расширительный бак, а оттуда на сжигание.

5.4Система четвертого контура.

IV контур предназначен для отвода тепла от III контура через теплообменники III-IV контуров к забортной воде, которая является конечным теплоносителем.

В состав системы IV контура входят четыре насоса забортной воды, два ТО III-IV контуров, механические фильтры, трубопроводы и арматура.

В контуре обеспечена возможность отключения неисправного оборудования и возможность прохождения нормальных и аварийных режимов реакторной установки при работе одного теплообменника и одного насоса. Под действием напора работающего насоса вода по трубопроводам поступает теплообменники III-IV контуров, в которых охлаждается вода III контура и отводится за борт. При нормальном функционировании IV контура в работе находятся два насоса и два теплообменника.

6.Описание основных режимов работы установки

6.1Ввод ППУ в действие.

Ввод ППУ в действие состоит из следующих этапов:

подготовка оборудования;
пуск реактора;
разогрев;
выход на режим заданной мощности.

Подготовка оборудования.

Перед подготовкой установки к эксплуатации проводятся:

метрологические измерения всех температурных каналов, измерения расхода и давления систем I, II, III, IV контуров и систем их обслуживающих;
плановое освидетельствование систем, оборудования, механизмов и арматуры ППУ.

Для приведения ППУ к исходному состоянию:

запускаются резервные источники электроэнергии;
подается электропитание и подключается комплексная система автоматического управления и контроля, включаются пульты управления;
подключается система технического радиационного контроля;
заполняются азотом рабочие и резервные группы ГВД;
заполняются водой системы I, II, III контуров с одновременным удалением газа из систем;
заполняются запасные цистерны питательной воды, проливки АЗР, воды высокой чистоты и др.;
заполняются ионитами фильтры I, II, III контуров;
подготавливаются к работе вспомогательные конденсаторы;
рабочая группа ГВД подключается к системе I контура;
производится отбор проб теплоносителя и устанавливается уровень к КО.

После проведения данных операций ППУ находится в исходном состоянии.

Перед вводом в действие ППУ производится:

подача электропитания к насосам III и IV контуров, насосам рабочей воды и другому оборудованию;
функциональные проверки комплексной системы автоматического управления оборудования, механизмов, арматуры системы I контура и систем ее обслуживающих; при этом проверяется прохождение всех предупредительных и аварийных сигналов и правильности выполнения алгоритмов автоматического и дистанционного управления защиты;
включается один насос IV контура, вводятся в работу два охладителя пресной воды и вспомогательный конденсатор;
вводится в работу система III контура, при этом в работе должны быть два насоса III контура;
вводится в действие конденсатно-питательная система, организуется циркуляция по II контуру;
включается пусковая аппаратура;
включаются все ГЦН на малой скорости;
устанавливается пусковой уровень в КО.

Пуск реактора.

Перед пуском производится расчет ожидаемого критического положения КГ с учетом всех эффектов реактивности, а также проверяется работоспособность каналов измерения мощности. Пуск реактора производится дистанционно оператором и начинается поочередным подъемом групп стержней АЗ. После выхода групп АЗ на верхние концевики, на пульт оператора поступает соответствующая информация. Вывод на мощность с заданным периодом до уровня 1-1,5% от номинальной осуществляется оператором.

Разогрев.

При достижении уровня мощности 1-1,5% начинается разогрев теплоносителя со скоростью не более 100оС в час да средней температуры теплоносителя и номинального давления. во время разогрева системы I контура необходимо следить за:

давлением I контура;
уровнем теплоносителя в КО;
скоростью повышения температуры теплоносителя I контура.

Скорость разогрева регулируется расходом рабочей среды II контура. Мощность поднимается ступенями до достижения 10% от номинальной. При достижении заданных параметров включается система автоматического регулирования. Установка выходит на заданную мощность.

6.2Рабочий режим ППУ.

Уровень мощности реактора может меняться оператором через задатчик режима работы в системе управления питательного клапана. Поддержание постоянного уровня мощности обеспечивается саморегулированием, основанным на отрицательном температурном коэффициенте реактивности. Состав АЗР обеспечивает поддержание средней фактической температуры в пределах 5оС, без вмешательства органов регулирования. Номинальным режимом работы является режим, при котором ППУ выдает 100% мощности, т.е. 100% количества пара заданных параметров. Этот режим обеспечивается работой всех ПГ и ГЦН на 100% мощности. В некоторых режимах требуемая паропроизводительность может быть обеспечена работой различного числа секций ПГ, при работе ГЦН как на малой (1000 об/мин), так и на большой (3000 об/мин) скорости. Длительная работа на малой скорости на рекомендуется, т.к. увеличивается нагрузка на подшипники насоса.

6.3Режим планового вывода ЯЭУ.

Особенностью вывода ЯЭУ из работы, по сравнению с другим типом энергетических установок, является необходимость снятия остаточных тепловыделений с АЗР после снижения его физической мощности до нуля, т.е. обеспечение достаточно длительной надежной циркуляции теплоносителя через АЗР для отвода выделяемого в ней тепла. Плановый вывод ЯЭУ осуществляется путем следующих основных этапов:

снижением мощности реактора с соответствующим снижением нагрузки на турбогенераторах и переводом электропитания для потребителей от внешних посторонних источников;
снижение мощности реактора до нуля с введением органов АЗ в АЗР;
снижение давления рабочего тела в контуре;
снижение остаточных тепловыделений с АЗР при циркуляции теплоносителя с помощью ГЦН, с уменьшением их скорости вращения с последующим отключением насосов и переходом на ЕЦ теплоносителя через реактор.

6.4Аварийные режимы работы ППУ.

Аварийные режимы работы установки связаны с выходом из строя того или иного оборудования. При этом возможны варианты работы ППУ:

без снижения мощности реактора. В этом случае взамен вышедшего из строя оборудования включается резервное;
мощность реактора снижается до определенного уровня с допустимой скоростью;
по сигналам АЗ второго рода происходит снижение мощности до нуля за счет компенсирующей решетки;
по сигналам АЗ первого рода происходит экстренное снижение мощности (за доли секунды) за счет срабатывания стержней АЗ.

При срабатывании АЗ первого или второго рода может произойти резкое снижение температуры теплоносителя, если расход питательной воды в ПГ остался прежним. Это ведет к появлению дополнительных температурных напряжений в конструкциях. С целью их исключения предусматриваются одновременно со срабатыванием АЗ, снижение расхода питательной воды. Обычно это уменьшение доводится до 1,5-5% от расхода по II контуру. Если срабатывания АЗ не было, то ППУ переводится на один из режимов расхолаживания.

К аварийным ситуациям, для которых предусматриваются сигналы АЗ первого рода, относятся:

уменьшение периода реактора при его пуске меньше допустимой величины (30 секунд);
превышение мощности реактора на 5% выше номинальной;
полное исчезновение питания СУЗ;
превышение температуры теплоносителя выше заданной величины (произойдет вскипание воды);
повышение давления в I контуре выше заданного;
изменение расхода питательной воды выше допустимых пределов.

К аварийным ситуациям, для которых предусматриваются сигналы АЗ второго рода, относятся:

исчезновение питания в I контуре;
снижение давления в I контуре ниже допустимой величины;
ряд аварийных режимов, связанных с выходом из строя оборудования и систем ППУ.

Все неполадки и повреждения ППУ можно разделить на две категории:

повреждения, связанные с потерей герметичности I контура. Это течь в системе I контура, течь в системе ГВД, появление активного пара (повреждение трубчатки ПГ), повышение активности воздуха в аппаратной.
повреждения, не связанные с потерей герметичности I контура. К таким авариям относятся прекращение подачи питательной воды в ПГ, выход из строя ГЦН, аварийное состояние турбины или конденсатора.

Течь в системе I контура.

При появлении течи в I контуре падает давление и уровень в КО. В случае малой течи, когда уровень давления падает медленно и величина падения не достигает уровня срабатывания АЗ необходимо уменьшить мощность реактора до 50% от номинальной и вести поиск течи. При обнаружении течи произвести ликвидацию аварии.

В случае быстрого падения уровня воды и давления в КО, т.е. при средней течи, автоматически закрываются клапаны в системе ГВД. Установка переводится в режим расхолаживания.

В случае разрыва контура циркуляции теплоносителя срабатывают органы АЗ, включается система проливки АЗР водой III контура для предотвращения расплавления ТВЭЛ.

Течь в системе ГВД.

При появлении течи в системе ГВД падает давление в I контуре. В случае малой течи, когда величина падения давления не достигает уровня срабатывания АЗ, необходимо:

снизить мощность ППУ до 50%;
проверить наличие газа и давление в группе реверсивных баллонов;
подключить группу к КО и продолжить работать на допустимом уровне мощности.

В случае быстрого падения давления и срабатывания АЗ реактора, установку перевести в режим расхолаживания.

Появление активности пара.

В случае появления активности пара, что свидетельствует о разрыве трубной системы ПГ и проникновении теплоносителя I контура во II, подается сигнал снижения мощности на 70%, 50%, 40%. Одновременно отсекается, если возможно, текущая секция ПГ или весь ПГ по питательной воде и пару. При появлении одновременной или последовательной течи во всех ПГ срабатывает АЗ реактора, закрываются клапаны по питательной воде, паровые задвижки, и ППУ переводится в режим расхолаживания.

В данной устанокве предусмотрена двойная запорная арматура по питательной воде и пару.

Для локализации и предотвращения развития аварийных ситуаций предусмотрены системы безопасности, которые можно разделить, в зависимости от их назначения на три категории:

системы безопасности, обеспечивающие прекращение реакции деления ядер урана;
системы безопасности, обеспечивающие съем остаточных тепловыделений с АЗР;
системы безопасности, обеспечивающие нераспространение радиоактивных продуктов деления за пределы установки(локализующие системы).

7.Расчет ЯППУ

7.1. Расчет тепловой схемы

Расчет основного цикла

Принимаем относительную величину потерь давления в главном паропроводе и запорной арматуре ; абсолютная величина потерь давления кПа

Давление на входе в турбину:

МПа

Принимаем величину снижения температуры в главном паропроводе

температура пара на входе в турбину

0С

Теплофизические параметры определяем из [3], поправочные коэффициенты, коэффициенты в уравнениях связи и т.д. определяем из [1]

Энтальпия и энтропия пара на входе в турбину:

= 3014 кДж/кг

= 6,6 кДж/кгК

Давление пара перед сепаратором

кПа

Давление пара за сепаратором

кПа

Энтальпия кипящей воды:

для кДж/кг
для кДж/кг
для кДж/кг

Принимаем переохлаждение конденсата кДж/кг

Энтальпия кипящей воды для давления конденсатора = 5

кДж/кг

Энтальпия конденсата, удаляемого из конденсатора

кДж/кг

Наибольший теоретически возможный нагрев воды

кДж/кг

Координаты точек цикла при входе в сепаратор и при выходе из него (совпадающей с точкой отбора):

Принимаем параметры базовой турбины, работающей без отборов

= 2,66

С

– энтропия пара на входе в турбину при 0С

– удельный объем пара на входе в турбину при 0С

– энтальпия пара на входе в турбину при 0С

Адиабатный теплоперепад базовой турбины:

где , - энтальпия и энтропия сухого насыщенного пара при давлении в конденсаторе ; - абсолютная температура насыщенного пара, в кельвинах, при давлении ; - энтропия пара при начальных параметрах и .

Относительный эффективный КПД , где

- относительный эффективный КПД при K

- поправочный коэффициент

Механический КПД турбины

Внутренний КПД

Внутренний теплоперепад базовой турбины

кДж/кг

Расход пара при работе без отборов

кг/с

Коэффициенты и - уравнения линии состояния пара в турбине (для исходного цикла).

Начальный объемный расход пара

принимаем

м3/с

Поправка на различные значения КПД участков высокого и низкого давления

Коэффициент

Коэффициент принят равным 0,34

Коэффициенты качества отбора, соответствующие координатам и для исходного цикла

Внутренний теплоперепад участка высокого давления базовой турбины

кДж/кг

Внутренний теплоперепад участка низкого давления базовой турбины

кДж/кг

Адиабатный теплоперепад на участке высокого давления

, где

кДж/кг – энтальпия сухого насыщенного пара при давлении ,

С – абсолютная температура сухого насыщенного пара при давлении ,

кДж/кгК – энтропия сухого насыщенного пара при давлении ,

кДж/кг.

Внутренний относительный КПД участка высокого давления

Относительное уменьшение КПД на участке высокого давления вследствие понижения температуры пара

, где

КПД турбины высокого давления при заданном значении температуры

Адиабатный теплоперепад при заданном значении температуры

кДж/кг

Внутренний теплоперепад участка высокого давления

кДж/кг

Конечная энтальпия пара

кДж/кг.

Конечная влажность пара , где

кДж/кг – энтальпия насыщенного пара при давлении ,

кДж/кг – теплота парообразования при давлении ,

Принимаем влажность на выходе из сепаратора

Энтальпия и температура пара при давлении и принятой влажности:

кДж/кг

КПД цикла Карно

, где

К – температура в конденсаторе при давлении ,

Принимаем в первом приближении и средний КПД ступени (на участке низкого давления без учета влияния влажности).

Энтальпия пара при давлении на линии состояния пара исходного цикла

кДж/кг

Температура пара при давлении и энтальпии на линии состояния пара исходного цикла: К

КПД цикла Карно при температурах и

Перегрев пара К

Определяем коэффициент = 1,46

Произведение ∙ = 0.381

Уменьшение внутреннего теплоперепада вследствие уменьшения начальной энтальпии на участке низкого давления

кДж/кг

Внутренний теплоперепад в ТНД

кДж/кг

Внутренний теплоперепад во всем турбоагрегате

кДж/кг

Коэффициент качества точки отбора для ресивера:

Относительное количество влаги, отделяемое в сепараторе

Расход пара при работе без отборов

кг/с

Тепло, сообщаемое одному килограмму пара

кДж/кг

Расход тепла

МВт

Термический внутренний КПД

Энтальпия и влажность пара на входе в конденсатор

кДж/кг

, где

кДж/кг - энтальпия сухого насыщенного пара при давлении

кДж/кг - теплота парообразования сухого насыщенного пара при давлении

Определение коэффициентов качества отборов ПТУ, работающей с сепарацией

Координаты точек отбора:

Коэффициенты качества отбора:

Расчеты приведены в таблице №7.1.1

Таблица № 7.1.1

Величины	Ступень
, Па
,	2635,1
,	473,2
,	47,1
,	0
,	0
,	47,1

Давление в деаэраторе принято равным Па

Этому давлению соответствует энтальпия кипящей воды ,2 , в связи с чем недогрев в ступени:

Определение коэффициентов количества отборов , произведений и с сепарацией пара

Расчеты приведены в таблице №7.1.2

Таблица № 7.1.2

Величины	Ступень
Энтальпия пара в точке отбора ,	2635,1
Конечная энтальпия питательной воды ,	473,2
Повышение энтальпии воды ,	356,4
Тепло, отдаваемое 1 кг пара ,	2658,1
Тепло, отдаваемое 1 кг конденсата, поступающего из сепаратора влаги ,	416,84
	0,134
	0,157
Коэффициент количества отбора	0,1534
Коэффициент качества отбора	0,467
Коэффициент качества отбора	0,457
	0,055
	0,066

Относительное увеличение расходов пара и тепла

Относительное увеличение расхода пара, вызываемое регенеративными отборами

Экономия от регенерации

Истинный расход пара на главную турбину

кг/с

Истинный расход пара на главную турбину

кВт.

Расчет установки, работающей в основном режиме

Истинный относительный расход тепла на дополнительные потребители при расходе энергии на первый контур 100СА = 2,5 % и = 40 МВт, принимаем %. Потребителей работающих отработавшим паром нет, следовательно .

Внешние потери тепла

кВт

Предварительно принятые расходы пара и тепла на установку:

кг/с

МВт

Расчет дополнительных потребителей

Результаты расчета дополнительных потребителей сведены в таблицу № 7.1.3

Таблица № 7.1.3

Наименование потребителя	,кг/с	,кг/с		,кг/с	,кВт
Наименование потребителя	,кг/с			,кг/с	,кВт	Свежий пар	Деаэратор
1	2	3	4	5	6
ПГНД	0,71	0,71	-	0,74	1787,7
ЦНПК	1,13	1,13	0,022	2,5	6395
Турбогенератор	6,32	6,32	-	6,78	17350
Испаритель грязных конденсатов	0,605	0,605	-	0,324	829
Пароструйные эжекторы	0,183	0,183	-0,177	0,095	242
Конденсатор системы уплотнений	0,08	-	-0,077	-0,08	-210
Испаритель бытовой и котловой воды	0,045	-	0,005	0,074	189
Потери в ОС системой регенеративного подогрева	-	-	0,003	0,004	9,6
Сумма по всем потребителям	9,073	8,948	-0,224	10,437	26592,3

где

– видимый расход пара у потребителя,

– изменение количества пара, поступающего из точки отбора n,

- истинный расход пара на потребитель,

- истинный расход тепла на потребитель.

Относительные расходы пара и тепла на все дополнительные потребители

Поскольку полученные значения относительных расходов пара и тепла на дополнительные потребители близки к принятым при предварительном расчете установки величинам, расчет дополнительных потребителей закончен.

Расчет установки в целом.

Расход пара на установку

кг/с

Расход тепла на установку

МВт

Термический КПД установки

, где

- относительные внешние потери,

Тепловая мощность реактора

МВт

Видимый расход пара на турбину

кг/с

Количество пара, поступающего из турбины в конденсатор

кг/с кг/с

Относительная мощность турбины высокого давления

Невязка баланса мощности

В результате расчета тепловой схемы установки определили:

Термический КПД установки

Тепловую мощность реактора МВт

Расходы пара и тепла на установку кг/с, МВт

Невязку баланса мощности .

7.2. Расчет парогенератора

Расчет температурных напоров

Результаты расчета температурных напоров сведены в таблицу № 7.2.1

Таблица № 7.2.1

№

Наименование

Обозначение

Размерность

Формула или источник

Значение

Примечание

1 контур

2 контур

Расход перегретого пара

Dпе

Из расчёта тепловой схемы

16,56

Температура и давление перегретого пара

tпе

°c

Из расчёта тепловой схемы

300

Pпе

МПа

Из расчёта тепловой схемы

2,9

Принятое значение гидравлических потерь по второму контуру

МПа

По прототипу

С учётом дросселирования

Температура и давление питательной воды

tпв

°c

Из расчёта тепловой схемы

112,5

Pпв

МПа

Pпе +

4,9

Теплофизические свойства перегретого пара

iпе

Таблицы [3]

3022103

ρпе

Таблицы [3]

11,58

Prпе

Таблицы [3]

1,024

Теплофизические свойства питательной воды

iпв

Таблицы [3]

475,2103

ρпв

Таблицы [3]

951

Prпв

Таблицы [3]

1,544

Принятые значения гидравлических потерь пароперегревательного участка

МПа

По прототипу

0,1

уточняется

Давление насыщения

МПа

Параметры воды на линии насыщения

°c

Таблицы [3]

234

i’

Таблицы [3]

1008103

i”

Таблицы [3]

2802103

Таблицы [3]

1,77∙106

ρ’

Таблицы [3]

822

ρ”

Таблицы [3]

Тепловая мощность экономайзерного участка

Qэк

Вт

Dпе ∙ (i’ - iпв)

8,83∙106

Тепловая мощность испарительного участка

Qисп

Вт

Dпе ∙ r

29,3 ∙ 106

Тепловая мощность пароперегревательного участка

Qпе

Вт

Dпе ∙ (iпе - i”)

3,65 ∙ 106

Средняя температура греющего водяного теплоносителя

tср

°c

0,5 ∙ (tвх + tвых)

310

Средняя теплоёмкость греющего водяного теплоносителя

Таблицы [3]

6910

Массовый расход теплоносителя первого контура

383

Температура теплоносителя на входе в испарительный участок

tисп

°c

tвх -

318,25

Температура теплоносителя на входе в экономайзерный участок

tэк

°c

tисп -

304,25

Средний логарифмический температурный напор пароперегревательного участка

°c

44,7

Средний логарифмический температурный напор испарительного участка

°c

77,2

Средний логарифмический температурный напор экономайзерного участка

°c

119,5

Принятое значение xкр на испарительном участке

xкр

РТМ 108.031.05-84

0,5

Мощность испарительного участка с пузырьковым кипением

Вт

xкр ∙ Qисп

14,65 ∙ 106

Мощность испарительного участка с ухудшенным теплообменом

Вт

Qисп -

14,65 ∙ 106

Температура теплоносителя на границе участков

°c

0,5 ∙ (tисп - tэк)

311,25

Соответствующие температурные напоры

°c

73,9

°c

80,9

Рисунок 2.1 График температурных напоров.

Расчет конструктивных характеристик ПГ

Результаты расчета конструктивных характеристик ПГ сведены в таблицу № 7.2.2

Таблица № 7.2.2

№

Наименование

Обозначение

Размерность

Формула или источник

Значение

Примечание

1 контур

2 контур

Принятое значение наружного диаметра трубок ПГ

dнар

ГОСТ на сортамент

0,018

Принятое значение внутреннего диаметра трубок ПГ

dвн

ГОСТ на сортамент

0,014

Принятый поперечный шаг навивки

принято

0,024

Принятый продольный шаг навивки

принято

0,023

Принятое значение скорости перегретого пара в трубках

принято

46,5

Плотность перегретого пара

ρпе

см. табл. 2.1

11,58

Количество параллельно включённых трубок

шт.

200

Видимое количество цилиндрических змеевиков

шт.

Принято

Наружный диаметр центральной трубы

Dтр

15 ∙ dнар

0,27

Внутренний диаметр корпуса

Dвн

Dтр + 2 ∙ z ∙ S1

0,99

Площадь проходного сечения по первому контуру

м2

0,178

Высота цилиндрической навивки змеевиковой сборки определяется общей площадью поверхности теплопередачи Fпг равная . Расчёт слагаемых величин сведён в пункты 7.2.4-7.2.7.

Расчет площади поверхности экономайзерного участка

Результаты расчета площади поверхности экономайзерного участка сведены в таблицу № 7.2.3

Таблица № 7.2.3

№

Наименование

Обозначение

Размерность

Формула или источник

Значение

Примечание

1 контур

2 контур

Мощность экономайзерного участка

Qэк

Вт

Таблица 7.2.1

8,83∙106

Средний логарифмический температурный напор экономайзерного участка

°c

Таблица 7.2.1

119,5

Толщина стенки трубы

0,5 ∙ (dнар + dвн)

0,002

Коэффициент теплопроводности сплавов

справочник

При °с

Теплофизические свойства питательной воды при

Таблицы [3]

895,6

1,75 ∙10-7

1.011

0,677

Скорость течения питательной воды внутри трубок

Wэк

0,6

Теплофизические свойства теплоносителя при

Таблицы [3]

721,4

1,21 ∙10-7

0,871

0,558

Скорость обтекания трубчатки

2,75

Число Рейнольдса

4,08 ∙105

48,21∙ 103

Коэффициент теплоотдачи от теплоносителя к стенке (поперечное обтекание)

28,2∙ 103

Коэффициент теплоотдачи от стенки к рабочему телу при течении внутри трубок

6,23∙ 103

Термическое сопротивление теплопередаче

Rt эк

3,29∙10-4

Коэффициент теплопередачи на экономайзерном участке

Кэк

3038,1

Площадь поверхности экономайзерного участка

Fэк

24,3

Выполненное нулевое приближение корректируется по данным гидравлического расчёта, а также при смене величины z.

Расчет площади поверхности участка пузырькового кипения

Результаты расчета площади поверхности экономайзерного участка сведены в таблицу № 7.2.4

Таблица №7. 2.4

№

Наименование

Обозначение

Размерность

Формула или источник

Значение

Примечание

1 контур

2 контур

Мощность испарительного участка с пузырьковым кипением

Вт

Таблица 7.2.1

14,65 ∙ 106

Средний логарифмический температурный напор участка пузырькового кипения

°c

Таблица 7.2.1

73,85

Толщина стенки трубы

0,5 ∙ (dнар + dвн)

0,002

Коэффициент теплопроводности сплавов

справочник

При °с

Теплофизические свойства воды теплоносителя при

Таблицы [3]

708,7

1,2 ∙10-7

0,893

0,546

МПа

Скорость обтекания трубчатки

2,8

Число Рейнольдса

4,19 ∙105

Коэффициент теплоотдачи от теплоносителя к стенке (поперечное обтекание)

28,32 ∙ 103

Плотность теплового потока на участке

Решение уравнения *

386,8 ∙ 103

Площадь поверхности участка с пузырьковым кипением

37,87

*) Для коэффициента теплоотдачи от стенки к жидкости используется эмпирическая зависимость:

Расчет площади поверхности участка с ухудшенным теплообменом

Результаты расчета площади поверхности участка с ухудшенным теплообменом сведены в таблицу № 7.2.5

Таблица №7. 2.5

№	Наименование	Обозначение	Размерность	Формула или источник	Значение		Примечание
№	Наименование	Обозначение	Размерность	Формула или источник			Примечание			1 контур	2 контур
1	2	3	4	5	6	7	8
1	Мощность испарительного участка с ухудшенным теплообменом		Вт	Таблица 7.2.1	14,65 ∙ 106
2	Средний логарифмический температурный напор участка с ухудшенным теплообменом		°c	Таблица 7.2.1	80,9
3	Толщина стенки трубы		м	0,5 ∙ (dнар + dвн)	0,002
4	Коэффициент теплопроводности сплавов			справочник	15		При °с
5	Теплофизические свойства воды второго контура при	*		Таблицы [3]		15	x = 0,75
									1,13 ∙ 10-6
					Pr				1,262
									0,047
6	Скорость течения воды второго контура внутри трубок					35,9
7	Теплофизические свойства теплоносителя при			Таблицы [3]	692
								1,19 ∙ 10-7
					Pr			0,928
								0,531
8	Скорость обтекания трубчатки	W1			2,87
9	Число Рейнольдса	Re			4,34 ∙ 105	4,44 ∙ 104
10	Коэффициент теплоотдачи от теплоносителя к стенке (поперечное обтекание)				28,5∙ 103
11	Коэффициент теплоотдачи от стенки к рабочему телу при течении внутри трубок					2826
12	Термическое сопротивление теплопередаче				0,52∙10-4
13	Коэффициент теплопередачи на участке с ухудшенным теплообменом				1014,7
14	Площадь поверхности участка с ухудшенным теплообменом				94,6

Расчет площади поверхности пароперегревательного участка

Результаты расчета площади поверхности пароперегревательного участка сведены в таблицу № 7.2.6

Таблица № 7.2.6

№	Наименование	Обозначение	Размерность	Формула или источник	Значение		Примечание
№	Наименование	Обозначение	Размерность	Формула или источник			Примечание			1 контур	2 контур
1	2	3	4	5	6	7	8
1	Тепловая мощность пароперегревательного участка	Qпе	Вт	Таблица 7.2.1	3,65∙106
2	Средний логарифмический температурный напор пароперегревательного участка		°c	Таблица 7.2.1	44,75
3	Толщина стенки трубы		м	0,5 ∙ (dнар + dвн)	0,002
4	Коэффициент теплопроводности сплавов			справочник	15		При °с
5	Теплофизические свойства воды второго контура при			Таблицы [3]		13,25
									1,42 ∙ 10-6
					Pr				1,102
									0,047
6	Скорость течения воды второго контура внутри трубок					40,65
7	Теплофизические свойства теплоносителя при			Таблицы [3]	680,56
								1,18 ∙10-7
					Pr			0,956
								0,522
8	Скорость обтекания трубчатки	W1			2,92
9	Число Рейнольдса	Re			4,44 ∙ 105	4,02 ∙ 105
10	Коэффициент теплоотдачи от теплоносителя к стенке (поперечное обтекание)				28,6∙ 103
11	Коэффициент теплоотдачи от стенки к рабочему телу при течении внутри трубок					2473
12	Термическое сопротивление теплопередаче				5,72∙10-4
13	Коэффициент теплопередачи на пароперегревательном участке				1746,7
14	Площадь поверхности пароперегревательного участка				46,7

Расчет полной площади поверхности теплообмена и высоты навивки

Полная площадь поверхности теплообмена

Fпг = = 203,5 м2

Длина одной трубки

lед =18 м

Число витков

Принимаем

Общая высота навивки

В результате расчета парогенератора определили:

Тепловая мощность экономайзерного участка Qэк = 8,83∙106 Вт

Тепловая мощность испарительного участка Qисп =29,3 ∙ 106 Вт

Тепловая мощность перегревательного участка Qпе = 3,65 ∙ 106 Вт

Площадь поверхности теплопередачи экономайзерного участка Fэк=24,3 м2

Площадь поверхности теплопередачи на участке пузырькового кипения

м2

Площадь поверхности теплопередачи на участке с ухудшенным теплообменом м2

Площадь поверхности теплопередачи пароперегревательного участка

Fпг = 46,7м2

Полная площадь поверхности теплообмена Fпг = 203,5 м2

3. Расчет реактора.

7.3.1 Физический расчет ядерного реактора

Расчет коэффициента размножения в водо – водяном реакторе на тепловых нейтронах.

Геометрические параметры активной зоны:

Диаметр ТВЭЛ мм

Толщина оболочки ТВЭЛ мм

Толщина стенки оболочки ТВС мм

Количество ТВЭЛ в ТВС

Шаг расположения ТВЭЛ в ТВС мм

Удельное тепловыделение МВт/м

Обогащение топлива %

Ядерно – физические константы приведены в таблице № 7.3.1.1

Таблица № 7.3.1.1

	UO2		Сталь 08Х18Н10Т			H2O
		U 235	U 238	Fe	Cr	Ni	H	O
Молекулярная (атомная) масса М, г/моль	269,82		55,02			18
Удельный вес γ, г/см3	10		7,87			0,704
Сечение поглощения (при стандартной энергии), см2	683	2,71	2,53	3,1	4,8	0,332	210-4
Сечение деления (при стандартной энергии) , см2	582	510-4	0	0	0	0	0
Сечение рассеяния (при стандартной энергии) , см2	14	8,3	11	3	17,5	38	4,2
Средний косинус угла рассеяния μ	0,00284	0,0028	0,012	0,013	0,012	0,662	0,042
Среднелогарифмическая потеря энергии ξ	0,0085	0,0084	0,036	0,038	0,034	1	0,12

Рисунок 3.1.1 - Геометрия активной зоны.

Расчет реактора в гомогенном приближении.

Определение объемного состава АЗР и ядерных концентраций элементов.

Площади материалов, входящих в состав ячейки:

Количество рядов ТВЭЛ в ТВС

Размер ТВС под ключ

мм

Шаг расположения ТВС в АЗР

мм

Площадь ячейки АЗР

мм 2

Площадь топливной композиции

мм2

Площадь оболочки ТВЭЛ

мм 2

Площадь кожуха ТВС

мм 2

Площадь теплоносителя

мм 2

Площадь межканального замедлителя

мм 2

Объемные доли материалов, входящих в состав АЗР:

Объемная доля топливной композиции

Объемная доля оболочки

Объемная доля для кожуха

Объемная доля теплоносителя

Объемная доля замедлителя

Проверка

Ядерные концентрации материалов и химических элементов приведены в таблице № 7.3.1.2

Таблица № 7.3.1.2

Материалы и химические элементы
UO2	U 235	U 238	H2O	Ст 08Х18Н10Т
0,0223	0,0002	0,0026	0,0236	0,0862
H	O	Fe	Cr	Ni
0,0389	0,0249	0,0032	0,0008	0,0004

Расчет эффективных сечений для тепловых нейтронов.

Макроскопическое сечение поглощения при эВ

см-1

Замедляющая способность элементов при эВ

см -1

Сечение поглощения при температуре среды К

см -1

Температура нейтронного газа

К.

где а=1,4 – коэффициент для водного замедлителя.

Энергия, соответствующая температуре нейтронного газа

эВ/К эВ

Энергия сшивки эВ

Определение макросечений.

Сечения взаимодействия приведены в таблице № 7.3.1.3

Таблица № 7.3.1.3

Сечение	Элемент
Сечение		U 235	U 238	O	H	Fe	Cr	Ni
поглощения при ,см2	409,79	1,626	0,0001	0,199	1,518	1,86	2,88
деления при см2	320,98	0,0003	0	0	0	0	0
транспортное ,см2	423,75	9,9	4,03	13,07	12,39	4,82	20,18

Величины макросечений приведены в таблице № 7.3.1.4

Таблица № 7.3.1.4

Тип макросечения	Величина макросечения, см -1
поглощения Σа.Т	0,087
деления Σf.T	0,053
транспортное Σtr.	0,757
рассеяния Σs.T	1,653
полное Σtot	1,74

Коэффициент диффузии

см

Расчет коэффициента размножения для гомогенного реактора в бесконечной среде

Количество быстрых нейтронов деления на один поглощенный тепловой нейтрон

, где

- количество вторичных нейтронов на одно деление U 235

Коэффициент теплового использования

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах

Вероятность избежать резонансного захвата

Сечение, приходящееся на одно ядро U 238

эффективный резонансный интеграл

Коэффициент размножения для бесконечной среды

Расчет эффективного коэффициента размножения

Размеры АЗР:

Объем АЗР

м3

При помощи пакета MСad определили число рядов рабочих каналов в активной зоне

Число рабочих каналов в АЗР

Конструктивный радиус АЗР

Расчетный радиус АЗР

Высота АЗР

Определение возраста нейтронов

, где

-возраст нейтронов в чистом замедлителе,

см2

Квадрат длины диффузии

см 2

Площадь миграции нейтронов

см 2

Эффективная добавка отражателя

см

Геометрический параметр

см -2

Вероятность нейтрону избежать утечки

Эффективный коэффициент размножения

Расчет реактора в гетерогенном приближении.

Расчет состава и макроскопических констант двухзонной ячейки.

Результаты расчета сведем в таблицу № 7.3.1.5

Таблица № 7.3.1.5

Величина		I зона	II зона
1		2	3
Площадь S, см 2		59,39	92,27
Расчетный радиус зоны R, см		4,35	6,95
Объемные доли материалов в зоне	Топливная композиция	0,31	0
		конструкционные материалы	0,13	0
		вода	0,55	1
	Ядерные концентрации элементов в зоне ρ, ·10 24/см 3	U 235	0,0004	
		U 238	0,0066	
		O	0,027	0,0236
		H	0,0261	0,0471
		Fe	0,0004	
		Cr	0,0001	
		Ni	610-5	
	Макросечения, см -1	поглощения Σат	0,1888	0,0094
		транспортное Σtr	0,6993	0,7104
		рассеяния Σsт	1,1709	1,8892
Коэффициент диффузии D, см		0,48	0,47
Замедляющая способность ξΣs , см -1		1,0053	1,8022
Длина диффузии L см 2		1,59	7,07

Определение потоков нейтронов по зонам.

Средние потоки по зонам.

где

Значения необходимых функций Бесселя приведены в таблице № 7.3.1.6

Таблица № 7.3.1.6


3,1163	0,3223	0,5531	0,6199	1,2598

Средний поток по ячейке

Объемы зон

см3

Расчет коэффициента размножения в бесконечной среде.

Используемые константы сведены в таблицу № 7.3.1.7

Таблица № 7.3.1.7

Сечение	Элемент
Сечение		U 235	U 238	O	H	Fe	Cr	Ni
Полное сечение ,	5	4,5	0,25	1,38	3,6	3,5	3,35
Сечение деления ,	1,5	0,29	0	0	0	0	0
Сечение рассеяния, уводящего нейтрон под порог деления ,	2	2,47	0,17	1,38	1,41	1,32	1,35
Сечение радиационного захвата ,	0,1	0,04	0	0	0	0	0
,	0,0765
,	0,0019
,	0,0585
,	0,0003
,	0,0158

Количество быстрых нейтронов деления на один поглощенный тепловой нейтрон.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.

Вероятность нейтрона, родившись в блоке, испытать в нем соударение

Вероятность избежать резонансного захвата

, где

Площадь поверхности блока I зоны

см2

Масса резонансного поглотителя

Эффективный резонансный интеграл

см2

Коэффициент использования тепловых нейтронов

, где

Коэффициент использования тепловых нейтронов в I зоне

, где

- относительное поглощение в элементах I зоны

Коэффициент использования тепловых нейтронов в II зоне

Относительное поглощение в элементах II зоны

Коэффициент размножения для бесконечной среды

Длина диффузии

см 2

Возраст нейтронов в воде при

, где см 2 – возраст нейтронов в чистом замедлителе

Площадь миграции

см 2

Эффективная добавка отражателя

см

Геометрический параметр

см -2

Вероятность избежать утечки

Эффективный коэффициент размножения

Коэффициенты неравномерности энерговыделений и средний поток нейтронов в реакторе

Коэффициент неравномерности энерговыделений по высоте

Коэффициент неравномерности энерговыделений по радиусу

Коэффициент неравномерности энерговыделений по объему

Средний поток нейтронов в реакторе

Максимальный поток нейтронов в реакторе

Результаты расчета сведены в таблицу № 7.3.1.8

Таблица № 7.3.1.8

приближение	Гомогенное	гетерогенное
ν	1,9034	1,9034
μ	1,0019	1,0061
	0,8731	0,9632
θ	0,8004	0,7891
k∞	1,3327	1,4555
L2,см2	5,07	12,53
М2,см2	70,97	71,29
	0,954	0,954
kэфф	1,2714	1,3884

7.3.2 Расчет отравления и выгорания в реакторе на тепловых нейтронах. Управление реактором.

Константы для расчета отравления приведены в таблице № 7.3.2.1

Таблица № 7.3.2.1

	,	, барн	,
I	0,056	7,0	0,2910-4
Xe	0,003	1,72106	0,2110-4
Pm	0,011	0	0,3610-5
Sm	0	5,0104	0

Константы для расчета концентраций изотопов приведены в таблице № 7.3.2.2

Таблица № 7.3.2.2

	, барн	, барн	, барн
U235	683	582	101
U236	5,5	0	5,5
U238	2,71	0	2,71
Pu239	1026	746	280
Pu240	286	0	286
Pu241	1400	1025	375
Pu242	30	0	30

Выгорание и отравление реактора

Отравление Xe-135.

Стационарные концентрации I и Хе, установившиеся при длительной работе реактора на постоянной мощности

, где

Относительное стационарное поглощение нейтронов в Хе

Уменьшение реактивности из-за стационарного отравления Хе

Время достижения максимальной концентрации Xe при нестационарном отравлении, т.е. до наступления «йодной ямы»

Максимальное уменьшение реактивности при нестационарном отравлении Хе

Максимальная глубина йодной ямы

Равновесная концентрация Pm, устанавливающаяся при работе реактора на мощности

Равновесная концентрация Sm

Относительное поглощение в Sm

Потеря реактивности при стационарном отравлении Sm

Время, в течение которого концентрация Sm достигает 90% от стационарного уровня

Максимальная концентрация Sm после длительной остановки реактора

Максимальное относительное поглощение нейтронов Sm

Максимальная потеря реактивности при отравлении Sm

Глубина прометиевого провала

Т.к средний поток нейтронов в реакторе < 10 14 1/см 2·с, прометиевый провал не учитывается

Полная потеря реактивности за счет отравления

Приближенная оценка кампании

Запас реактивности горячей разотравленной АЗ на начало кампании

В первом приближении падение реактивности, обусловленное выгоранием

Эффективный коэффициент размножения в конце кампании

Рассчитанное значение у

где ,

Решение этого уравнения относительно у выполняется с помощью пакета MCad.

Полученный результат y = 0,505

Первоначальная загрузка

тонн

Количество разделившегося U 235

тонн

Приближенная кампания реактора (без учета влияния Pu-239 и Pu-241)

где

Уточненный расчет кампании

Связь между флюенсом нейтронов τ и глубиной выгорания у

Результаты расчета концентраций элементов в конце кампании приведены в таблице № 7.3.2.3

Таблица № 7.3.2.3

U-235	U-236	U-238	Pu-239	Pu-240
0,0016	0,0002	0,0004	7,73	1,18
Pu-241	Pu-242	шлаки U-235	Шлаки Pu-239	Общее кол-во шлаков
9,11	9,99	0,0007	1,47	6,82

Удельная энерговыработка с 1 кг урана

Количество нейтронов деления

Вероятность избежать резонансного захвата

Коэффициент теплового использования

Эффективный коэффициент размножения с учетом деления Pu-239, Pu-241 в зависимости от глубины выгорания U-235

Рассчитанное значение у

Уточненное значение количества разделившегося U-235

тонн – приближенное значение

тонн

Уточненное значение величины кампании реактора

сут – приближенное значение

сут

год.

Оценка потребного количества стержней

Принимаем материал стержня B4C

Плотность и молярный вес карбида бора

Доля В10 в естественной смеси изотопов

Сечение поглощения В10

Транспортная длина свободного пробега

Радиус стержня

Расчетная константа для черного стержня

где

Длина линейной экстраполяции для черного стержня

Макросечение поглощения в стержне в пренебрежении сечениями поглощения В11 и С

Расчетная константа для серого стержня

где ,

- вероятность поглощения нейтронов в стержне, зависящая от размеров стержня и макроскопического сечения поглощения в нем.

Длина линейной экстраполяции для серого стержня

Эффективный радиус серого стержня

Эффективность пары стержней, расположенных на радиусе r, диаметрально противоположных друг другу и полностью погруженных в АЗР

где - функции Бесселя

Результаты расчета приведены в таблице № 7.3.2.4

Таблица № 7.3.2.4

R, мм	N, шт
76,4	6	3	0,0298
152,8	6	3	0,0257
202,1	12	6	0,0477
275,4	6	3	0,0212
333,0	6	3	0,0191
425,3	12	6	0,0314
464,6	12	6	0,0285
500,9	12	6	0,0259
596,6	12	6	0,0191
611,1	6	3	0,0091
625,2	12	6	0,0173
728,7	12	6	0,0112
752,3	12	6	0,01
763,8	6	3	0,0047
860,8	12	6	0,0054

Полное количество стержней в АЗР

шт

Эффективность всех стержней, полностью погруженных в АЗР

Запас реактивности, на который должны быть рассчитаны стержни

Коэффициент запаса по компенсируемой реактивности

7.3.3 Тепловой расчет активной зоны реактора.

Используемые теплофизические параметры

, , Дж/кгК,

Вт/мК, м2/с

Вт/мК, Вт/мК,

Определение расчетной скорости ТН, среднего и действующего теплового потока.

Проходное сечение канала

м 2

Число рядов рабочих каналов в активной зоне

где round(х) округляет до целого числа

Число рабочих каналов в активной зоне

Полное проходное сечение АЗ

м 2

Средняя скорость теплоносителя

м/с

Площадь ячейки

м 2

Площадь сечения АЗ реактора

м 2

где φАЗ = 1,0 – принятый коэффициент пористости АЗР.

Коэффициенты неравномерности

По высоте

По радиусу

Объемный

Тепловая мощность расчетного (центрального) канала

Вт

Поверхность ТВЭЛ в канале

м 2

Средний тепловой поток с единицы поверхности ТВЭЛ расчетного канала

Вт/м 2

Средняя линейная плотность теплового потока

Вт/м

Средняя линейная плотность тепловыделения по реактору

Вт/м 2

Максимальная поверхностная плотность теплового потока

Вт/м 2

Максимальная линейная плотность теплового потока

Вт/м

Распределение удельных тепловых потоков по высоте центрального расчетного канала ( – безразмерная координата)

где параметр

Расход и скорость теплоносителя в наиболее напряженном канале

кг/с,

м/с.

Расчет распределения температуры теплоносителя, оболочки и топливного сердечника ТВЭЛ по высоте расчетного канала.

Полный подогрев теплоносителя в рабочем канале:

Распределение температуры ТН по высоте расчетного канала

Эквивалентный диаметр пучка

Плотность пучка

Эффективный диаметр пучка

Число Рейнольдса

Параметр тесноты пучка ТВЭЛ

Так как параметр тесноты меньше порогового значения 1,5, при расчете коэффициента теплоотдачи на участке конвективного теплообмена используется формула

Вт/м 2·К

Коэффициент теплоотдачи на участке теплообмена с развитым пристенным кипением

Вт/м 2·К

Коэффициент теплоотдачи при кипении в большом об’еме

Вт/м 2·К

Распределение температуры теплоносителя при наличии пристенного кипения

Установление наличия пристенного кипения

Рисунок 7.3.3.1 – Графики распределения температур ТН текущей и при пристенном кипении.

Видно, что пристенное кипение отсутствует по всей высоте АЗР. Следовательно, дальнейший расчет будет проводиться с использованием конвективного коэффициента теплоотдачи.

Определение характерных температур ТВЭЛ.

Распределение температуры наружной поверхности оболочки ТВЭЛ по высоте рабочего канала

Координата по высоте расчетного канала, которой соответствует максимальная температура оболочки ТВЭЛ

Полученный порядок величины является характерным для реакторов типа ВВРД

Средняя температура по высоте расчетного канала

ºС

Максимальное значение температуры наружной поверхности оболочки

ºС

Полученное значение значительно меньше допустимого (350 ºС) по условиям прочности и коррозионностойкости.

Температурный перепад по толщине оболочки

Температура внутренней поверхности оболочки ТВЭЛ

Принятая контактная проводимость газового зазора Вт/м 2·К.

Суммарное термическое сопротивление ТВЭЛ в 0 – приближении

м 2·К/Вт

Температура топлива на оси топливного сердечника

Максимальная и минимальные температуры на оси топливного сердечника

С помощью пакета MathCAD при шаге дискретизации по координате определены температуры

ºС ºС

Для учета зависимости теплопроводности материала топлива от температуры и уточнения был применен расчетный модуль teplofiz.exe, написанный в среде QBasic. С помощью этого модуля получены следующие результаты

ºС ºС Вт/м·К

Полученное значение максимальной температуры топлива меньше допустимого по условиям плавления

Суммарное термическое сопротивление ТВЭЛ

м 2·К/Вт

Температура топлива на оси топливного сердечника

Рисунок 7.3.3.2 – Распределение температур по высоте канала

Определение погрешности расчета температуры оболочки твэл

Масштаб участка тепловой стабилизации

В безразмерном виде, исходя из того, что и

Относительная погрешность температуры

Абсолютная погрешность температуры

ºС

Расчет критического теплового потока и запаса до кризиса

Критический тепловой поток определяем по формуле В.С.Осмачкина.

Теплофизические параметры сред в состоянии насыщения при PI=15МПа

Для воды: плотность , энтальпия

Динамическая вязкость

Для пара плотность , энтальпия

Энтальпию теплоносителя в диапазоне температур 290-300оС аппроксимируем зависимостью

Обогреваемый периметр

Эквивалентный тепловой диаметр

Число Вебера

где - коэффициент поверхностного натяжения

Обобщенное паросодержание

Число Рейнольдса для теплоносителя

Число Прандтля

где

Коэффициент температуропроводности теплоносителя

Эффективная длина канала

Величина

Критический тепловой поток

Вт/м2

Запас до кризиса

Рисунок 7.3.3.3 – Зависимость теплового потока и запаса до кризиса от координаты

С помощью пакета MathCAD определено значение минимального запаса до кризиса:

.
В результате физического и теплового расчета АЗР были определены следующие основные параметры:

Число рабочих каналов в АЗР

Конструктивный радиус АЗР м

Расчетный радиус АЗР м

Высота АЗР м

Объем АЗР м3

Первоначальная загрузка топлива тонн

Величина кампании реактора год

Количество стержней в АЗР шт

Минимальный запас до кризиса

Установлено, что пристенное кипение отсутствует.

7.4. Расчет главного циркуляционного насоса первого контура.

Определение расхода теплоносителя на ГЦНПК

Определим давление на входе в насос (по линии насыщения воды) для температуры ,

Давление на входе: р (t = 340 °C) = 15МПа

Массовый расход теплоносителя через первый контур:

где = 170 МВт - мощность реактора

-энтальпии на входе и выходе реактора соответственно, кДж/кг;

Расход на один ГЦНПК:

где - плотность воды на входе в реактор (при установке ГЦНПК на «холодном» участке, т.е. после парогенератора),

;

Расчет проточной части.

Напор насоса Н = 50 м (0,36 МПа),

Угловая скорость вращения вала n = 1450 об/мин,

Коэффициент быстроходности насоса:

Таким образом в соответствии с классификацией типов колес по коэффициенту быстроходности приведенной в [2], имеем центробежное быстроходное колесо.

Расход через колесо насоса при объемном КПД насоса :

м3/с.

Приведенный диаметр (диаметр живого сечения) при входе потока в колесо:

Полный КПД насоса ,

где - гидравлический КПД насоса - отношение полезной мощности к сумме мощностей - полезной и затрачиваемой на преодоление гидравлических сопротивлений в насосе , принимаем ;

- объемный КПД насоса - отношение полезной мощности к сумме мощностей - полезной и теряемой вследствие внутренних протечек через зазоры и концевые уплотнения ();

- механический КПД, характеризующий потери энергии от механического трения в подшипниках и уплотнениях насоса и потери энергии при трении нерабочих поверхностей колес о жидкость (в зависимости от конструкции насоса ), принимаем .

КПД насоса .

Полезная мощность насоса:

кВт.

Момент на валу насоса:

Диаметр вала насоса при допускаемом напряжении сдвига Н/см 2:

Диаметр втулки с учетом размещения шпонки конструктивно:

Диаметр входа в колесо:

Диаметр расположения середины входных кромок лопаток принимаем равным:

Скорость воды на входе в колесо:

<10

позволяет иметь колесо с односторонним входом.

Скорость воды на входе в межлопаточные каналы принимаем равной м/с.

Коэффициент затеснения .

Меридианная составляющая скорости потока после входа в межлопаточные каналы: .

Окружная скорость входной кромки рабочей лопатки:

Строим треугольник скоростей на входе в колесо и определяем угол входа потока на лопатки:

Принимаем угол атаки i = 6,3 0.

Угол наклона лопатки на входе .

Теоретический напор насоса:

Коэффициент окружной скорости на выходе из колеса в первом приближении

Ku2 = 0,3.

Окружная скорость колеса на выходе:

Первое приближение величины D2:

Принимаем меридианную составляющую абсолютной скорости на выходе из рабочего колеса м/с.

Принимаем коэффициент затеснения на выходе , тогда имеем:

Строим треугольник скоростей на выходе из колеса.

Принимаем в первом приближении отношение .

Вычисляем величину угла наклона лопаток на выходе из колеса:

Число лопаток колеса:

Принимаем число лопаток в первом приближении z = 9.

Теоретический напор при :

Окружная скорость колеса на :

Второе приближение величины D2:

Ширина каналов на входе:

Ширина каналов на выходе:

Принимаем среднюю по длине толщину лопаток t = 5 мм.

Коэффициент затеснения потока на входе:

Коэффициент затеснения потока на выходе:

Меридианная скорость на входе во втором приближении:

Меридианная скорость на выходе во втором приближении:

Относительная скорость потока на входе в межлопаточные каналы:

Относительная скорость потока на выходе из межлопаточных каналов:

Уточненное отношение .

Угол входа потока на лопатки:

Угол наклона лопатки на входе .

Угол наклона лопаток на выходе из колеса:

Число лопаток колеса:

Окончательно принимаем z = 12(исходя из рекомендации z=68 округляем z в меньшую сторону).

Теоретический напор при z = ∞:

Окружная скорость колеса на :

Третье приближение величины D2 :

что удовлетворяет условию отклонения от предыдущего D2<3%.

Ширина каналов на выходе:

Окончательно принимаем:

– диаметр входа в колесо

м – диаметр расположения середины входных кромок лопаток

м – внешний диаметр колеса

м – ширина каналов на входе

м – ширина каналов на выходе

м. – диаметр втулки колеса с учетом размещения шпонки

– диаметр вала насоса

Планы скоростей.

Построение велось по третьему приближению, со следующими условными обозначениями:

W1 , W2 - относительная скорость на входе и выходе ( , ),

u1 , u2 - переносная скорость на входе и выходе (, ),

Сm1 , Cm2 - меридианная скорость на входе и выходе, (, ),

С1 , С2 - абсолютная скорость на входе и выходе,

С1,0 , W1,0 - абсолютная и переносная скорости на входе при i = 0 0.

7.5. Расчет на прочность реактора и парогенератора

Прочностной расчет реактора

Расчетное давление, при котором работает реактор МПа

Предельно допускаемое давление I контура

Коэффициент запаса прочности реактора для сосудов и аппаратов под давлением из стального проката и поковок

Расчет цилиндрической части корпуса реактора

Материал корпуса реактора – сталь 22К.

Временное сопротивление разрыву МПа

Предел текучести МПа

Допускаемое напряжение МПа

Толщина стенки в цилиндрической части

где

- внутренний диаметр корпуса без наплавки

- коэффициент прочности сварного соединения

мм

- отрицательный допуск

- поправка на коррозию

Принимаем толщину стенки мм

Суммарное напряжение в цилиндрической части

МПа

Коэффициент запаса

Расчет эллиптического днища

Принимаем высоту днища мм

Толщина корпуса в районе днища

мм

Принимаем толщину корпуса мм

Расчет крышки

Внутренний диаметр корпуса в верхней части мм

Расчетный коэффициент

Толщина крышки

мм

Принимаем толщину крышки корпуса реактора мм

Расчет шпилек и самоуплотняющей прокладки

Осевая нагрузка на крышку

МН

где м- диаметр крышки, находящийся под давлением

Усилие начальной затяжки шпилек

МН

Усилие, действующее на шпильку в рабочих условиях

МН

где - коэффициент внешней нагрузки

Начальное усилие затяжки из условия прочности прокладки

МН

где

МПа - предел текучести медной прокладки

м - наружный диаметр прокладки

м - внутренний диаметр прокладки

Усилие затяжки принимается равным наибольшему из двух

МН

Для шпилек используется сталь 2Х13

Предел текучести МПа

Допускаемое напряжение МПа

Минимальное поперечное сечение шпильки(шпилька 125х4)

м2

Количество шпилек не менее

Принятое количество шпилек шт

Прочностной расчет парогенератора

Расчету подвергается корпус ПГ, нагруженный внутренним давлением

МПа

Материал корпуса ПГ сталь 22К, материал крышки и днища аналогичный

Номинальное допускаемое напряжение МПа

Допускаемое напряжение МПа

где - принятый коэффициент конструкции

Толщина стенки корпуса

мм

где мм – внутренний диаметр ПГ

- принятый коэффициент прочности

Принимаем толщину стенки корпуса мм

Расчет уплотнения и шпилек

Материал прокладки шириной и диаметром - медь, с допускаемым давлением обжатия МПа

Усилие, воспринимаемое шпильками

МН

Материал шпилек сталь 15Х1М1Ф с номинальным допускаемым напряжением МПа

Суммарная площадь шпилек м2

Принимаем общее число шпилек шт

Площадь одной шпильки м2

Диаметр шпильки м

Принимаем диаметр шпильки м

7.6. Расчет гидравлических сопротивлений тракта циркуляции I контура

Весь тракт по теплоносителю разбивается на характерные участки и для каждого из них определяются гидравлические сопротивления. Схема движения теплоносителя и характерные участки представлены на рисунке 6.1

Рисунок 6.1 – Схема I контура для расчета гидравлических сопротивлений.

Точка А

Типы гидравлических сопротивлений:

-вход в канал с кромками заподлицо со стенкой (точка А1);

-вход в решетку тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) (точка А2).

Вход в канал

ξм = 0,5 ([8], приложение III)

Расход , где

Gполн – полный расход ТН через активную зону реактора (АЗР)

nТВС – количество ТВС в активной зоне

Характерный диаметр

Скорость потока , где

ρвх – плотность ТН на входе в АЗР

Вход в решетку ТВЭЛ

ξм = 1,4 ([8], приложение V)

Расход

Характерные размеры: площадь сечения ТВС (без учета ТВЭЛ) SТВС, диаметр ТВЭЛ dТВЭЛ

Скорость потока

Участок AB

Типы гидравлических сопротивлений:

-потери на трение

, где

λтр = 0,03 – принятый коэффициент трения

l = HАЗР – длина участка, равная высоте активной зоны реактора (АЗР)

, - эквивалентный диаметр проходного сечения и эквивалентный диаметр ТВС

nТВЭЛ – количество ТВЭЛ в ТВС

Расход

Характерные размеры: площадь сечения ТВС (без учета ТВЭЛ) SТВС, диаметр ТВЭЛ dТВЭЛ

Скорость потока

Точка В

Типы гидравлических сопротивлений:

-выход из решетки ТВЭЛ;

-выход потока из ТВС через переливные окна с внезапным расширением

Выход из решетки ТВЭЛ

ξм = 1,9 ([8], приложение V)

Расход

Характерные размеры: площадь сечения ТВС (без учета ТВЭЛ) SТВС, диаметр ТВЭЛ dТВЭЛ

Скорость потока

Выход потока из ТВС через переливные окна с внезапным расширением

Принято ξм = 0,5

Расход

Характерные размеры: площадь сечения ТВС (без учета ТВЭЛ) SТВС

Скорость потока

Гидравлическим сопротивлением тракта на участке ВС пренебрегаем в силу значительного диаметра участка

Точка С

Типы гидравлических сопротивлений:

-поворот на 90° при входе во внутренний патрубок

Принято ξм = 0,5

Расход

Характерные размеры: диаметр патрубка

Скорость потока , где

ρвых – плотность ТН на выходе из АЗР

Участок CD

Типы гидравлических сопротивлений:

-потери на трение

, где

λтр = 0,03 – принятый коэффициент трения

l = Lпатр – длина участка, равная длине патрубка, соединяющего реактор и ПГ

Расход

Характерные размеры: длина патрубка Lпатр, диаметр патрубка

Скорость потока

Точка D

Типы гидравлических сопротивлений:

- выход из внутр. патрубка на обечайку трубной бухты с последующим конфузорным течением и поворотом потока на 90º

Принято ξм = 0,9

Расход

Характерные размеры: диаметр патрубка

Скорость потока

Участок DE

Типы гидравлических сопротивлений:

-потери на трение в кольцевом зазоре а

, где

l = НDE – высота участка от центра патрубка до верхней кромки обечайки трубной бухты

- эквивалентный диаметр участка

Расход

Характерные размеры: ширина кольцевого зазора а δа, средний диаметр кольцевого зазора

Скорость потока

Точка Е

Типы гидравлических сопротивлений:

- поворот на 180º через перегородку в межтрубном пространстве;

-вход в межтрубное пространство

Поворот на 180º через перегородку в межтрубном пространстве

Принято ξм = 1,0

Расход

Характерные размеры: ширина кольцевого зазора а δа, средний диаметр кольцевого зазора

Скорость потока

Вход в межтрубное пространство

Принято ξм = 1,5

Расход

Характерные размеры: внутренний диаметр обечайки трубной бухты

Скорость потока

Участок EF

Типы гидравлических сопротивлений:

-поперечное омывание коридорного пучка труб

, где

z2 – число рядов парогенерирующих трубок (ПГТ) по высоте ПГ

Re – число Рейнольдса для потока в трубной бухте

S1 – поперечный шаг навивки змеевиков

- наружный диаметр одной парогенерирующей трубки

Число Рейнольдса для потока в трубной бухте , где

w – скорость потока в трубчатке

- эквивалентный диаметр проходного сечения

ν – кинематическая вязкость жидкости на входе в трубчатку

Расход

Характерные размеры: внутренний диаметр обечайки трубной бухты , поперечный шаг навивки змеевиков S1, диаметр центральной трубы Dтр, наружный диаметр одной трубки

Скорость потока , где

ρср – средняя плотность ТН в парогенераторе

Точка F

Типы гидравлических сопротивлений:

-выход из межтрубного пространства;

-поворот на 180° через перегородку

Выход из межтрубного пространства

Принято ξм = 1,5

Расход

Скорость потока

Поворот на 180° через перегородку

Принято ξм = 1,5

Расход

Характерные размеры: внутренний диаметр обечайки трубной бухты

Скорость потока

Участок FG

Типы гидравлических сопротивлений:

-потери на трение в кольцевом зазоре b

, где

l = НDE – высота участка от нижней кромки обечайки трубной бухты до среза кольцевой части патрубка «труба в трубе»

- эквивалентный диаметр участка

Расход

Характерные размеры: ширина кольцевого зазора b δb, средний диаметр кольцевого зазора

Скорость потока

Точка G

Типы гидравлических сопротивлений:

-поворот на 90º при входе в сливной патрубок

Принято ξм = 0,5

Расход

Характерные размеры: ширина кольцевого зазора b δb, средний диаметр кольцевого зазора

Скорость потока

Участок GH

Типы гидравлических сопротивлений:

-потери на трение в кольцевом канале патрубка «труба в трубе»

, где

λтр = 0,03 – принятый коэффициент трения;

l = Lпатр – длина участка, равная длине патрубка, соединяющего реактор и ПГ

– эквивалентный диаметр кольцевого канала; - наружный диаметр патрубка «труба в трубе» и толщина стенки внутренней трубы

Расход

Характерные размеры: длина патрубка Lпатр, диаметр патрубка , наружный диаметр патрубка «труба в трубе» , толщина стенки внутренней трубы

Скорость потока

Точка H

Типы гидравлических сопротивлений:

Принято ξм = 0,9

Расход

Характерные размеры: диаметр патрубка , наружный диаметр патрубка «труба в трубе» , толщина стенки внутренней трубы

Скорость потока

Участок HI

Типы гидравлических сопротивлений:

-потери на трение в кольцевом зазоре с

, где

l = НHI – высота участка от среза кольцевой части патрубка «труба в трубе» до нижней кромки корзины АЗР

- эквивалентный диаметр участка

Расход

Характерные размеры: ширина кольцевого зазора с δс, средний диаметр кольцевого зазора , высота участка от среза кольцевой части патрубка «труба в трубе» до нижней кромки корзины АЗР HHI

Скорость потока

Точка I

Типы гидравлических сопротивлений:

-поворот на 180° через перегородку;

-затеснение потока наборным фильтром

Поворот на 180° через перегородку

Принято ξм = 1,5

Расход

Характерные размеры: внутренний диаметр обечайки корзины АЗР , ширина кольцевого зазора с δс, средний диаметр кольцевого зазора

Скорость потока

Затеснение потока наборным фильтром

Принято ξм = 2,0

Расход

Характерные размеры: внутренний диаметр обечайки корзины АЗР

Скорость потока

Результаты гидравлического расчета сведены в таблицу № 6.1

Таблица № 6.1

Точка/участок	ξм	G, кг/с	w, м/с	, Па
A	0,5	9,411	6,104	7,597103
A		1,4	9,411	3,736	2,127104
AB	0,403	9,411	3,855	6,128103
B	1,9	9,411	0	2,887104
B		0,5	9,411	2,383	7,597103
C	0,5	397,6	4,663	7,597103
CD	0,071	397,6	4,663	1,077103
D	0,9	397,6	4,663	1,368104
DE	0,091	397,6	4,909	1,385103
E	1	397,6	4,909	1,519104
E		1,5	397,6	0,921	2,279104
EF	35,158	397,6	3,532	5,342105
F	1,5	397,6	3,423	2,279104
F		1,5	397,6	0,861	2,279104
FG	0,044	397,6	1,636	669,612
G	0,5	397,6	1,636	7,597103
GH	0,132	397,6	3,798	2,011103
H	0,9	397,6	3,798	1,368104
HI	0,152	1,59103	3,425	2,314103
I	1,5	1,59103	3,425	2,279104
I		2	1,59103	12,259	3,039104

Гидравлическое сопротивление I контура

Па

7.7. Расчет биологической защиты.

Принимаем среднюю температуру воды в экранах 0С

Плотность, соответствующая этой температуре кг/м3

Принимаем величину допустимого флюенса Н/см2

Необходимые для дальнейшего расчета величины приведены в таблице№ 7.7.1

Таблица № 7.7.1

Элемент	Сечение выведения см2	Концентрация i-го элемента в АЗРсм-3	Сечение радиационного захвата см2
U 235	3,6	0,0002	112
U 238	3,6	0,0026	2,71
O	0,99	0,0249	0
H	1,0	0,0389	332
Fe	1,98	0,0032	2,53
Cr	1,87	0,0008	3,1
Ni	1,89	0,0004	4,8

Линейные коэффициенты поглощения -излучения для материала, зависящие от энергии приведены в таблице№ 7.7.2

Таблица № 7.7.2

Элемент	Энергия излучения, МэВ
Элемент		0,5	2	4	6	8
Вода	0,0966	0,0493	0,0339	0,0275	0,0240
Сталь	0,649	0,333	0,260	0,239	0,232
Полиэтилен	0,0889	0,0454	0,0312	0,0253	0,0221
Свинец	1,725	0,525	0,478	0,495	0,521
Двуокись урана	1,58	0,436	0,396	0,391	0,431

Значения коэффициентов разложения дозового фактора накопления представлены в таблице № 7.7.3

Таблица № 7.7.3

Элемент	Энергия Е, МэВ	А(Е)	1(Е)	2(Е)
Вода	0,5	24	0,138	0
		2	6,4	0,076	0,092
		4	4,5	0,055	0,1165
		6	3,35	0,0495	0,124
		8	3,05	0,0045	0,128
	Сталь	0,5	10	0,0948	0,012
		2	5,5	0,0788	0,07
		4	3,75	0,075	0,082
		6	2,9	0,0825	0,075
		8	2,35	0,0883	0,0546
	Полиэтилен	0,5	12,5	0,111	0,01
		2	6,3	0,068	0,058
		4	3,9	0,059	0,079
		6	3,1	0,0585	0,083
		8	2,7	0,057	0,0855
	Свинец	0,5	1,65	0,032	0,296
		2	2,6	0,071	0,103
		4	1,65	0,123	0,064
		6	0,96	0,175	0,059
		8	0,67	0,204	0,067

Определение радиационного ресурса корпуса

Расчетный диаметр АЗР

Конструктивный диаметр АЗР

Высота АЗР

Макросечение деления U-235

Принимаем толщину стенки корпуса м

Принимаем толщину одного стального слоя экрана м

Принимаем толщину одного водяного слоя экрана м

Принимаем толщину слоя воды между экраном и корпусом реактора

Принимаем количество стальных экранов

Принимаем толщину стенки корзины АЗР м

Принимаем величину кольцевого зазора для прохода теплоносителя

Суммарная толщина внутрикорпусных экранов

Оптическая толщина экранов

Фактор накопления

Длина релаксации быстрых нейтронов в АЗР

см

Поток быстрых нейтронов на поверхности АЗР

Интегральная экспонента второго порядка

Расчетный радиационный ресурс при выбранной толщине экрана

года

Принимаем использование двух колец из свинцовых блоков размером 100 мм вдоль радиуса:

внутри бака ЖВЗ со стальной облицовкой толщиной 8 мм,
снаружи бака ЖВЗ с внешней облицовкой толщиной 2 мм.

м м м

Принимаем толщину стенки бака ЖВЗ м

Принимаем использование в баке ЖВЗ пакетов стальных пластин суммарной толщиной (по стали) м

Принимаем толщину слоя воды в направлении, не блокированном ПГ

Принимаем облицовку конструкций бака ЖВЗ снаружи блоками борированного полиэтилена толщиной м

Суммарная толщина защиты (включая внутренние экраны и корпус реактора)

Суммарная толщина стали

Будем рассматривать АЗР в геометрии усеченного конуса. Диаметр меньшего основания усеченного конуса принимаем равным высоте АЗР

Расчетный угол

Длины релаксации элементов и материалов, а также толщины слоя защиты приведены в таблице № 7.7.4

Таблица № 7.7.4

Материал	Н2О	сталь	полиэтилен	Pb
	0,103	0,07	0,082	0,10
t, м	1,79	0,398	0,8	0,2

Относительная толщина защиты в длинах релаксации

Среднее удельное энерговыделение

Поток на расстоянии  от АЗР

Относительная доза от быстрых нейтронов за защитой

Расчет дозы первичного -излучения на поверхности защиты

Объемные доли материалов в АЗР

Результаты расчета и используемые константы в зависимости от энергии -квантов представлены в таблице № 7.7.5

Таблица № 7.7.5

Энергия -квантов, МэВ	0,5	2	4	6	8
	0,586	0,194	0,165	0,157	0,165
	84,73	36,21	28,47	26,36	25,72
	4,7	2,56	0	0	0
	2,5	3,81	1,0	0,28	0,025
	7,2	6,37	1,0	0,28	0,025
	1,73	2,87	3,99	1,25	1,26
	368,86	32,68	18,66	15,59	14,32

где

- линейный коэффициент ослабления -излучения

- Относительная толщина защиты

- выход -излучения продуктов деления в k-ю энергетическую. группу

- выход мгновенного -излучения в k-ю энергетическую. группу

- полный выход -излучения

- мощность источников -излучения в АЗР, где - выход -излучения на захват.

Значения представлены в таблице № 7.7.6

Таблица № 7.7.6

Элемент	U235	U238	O	H	Fe	Cr	Ni
0,5	0	2,54	0	0	0,75	0,85	0,84
2	0	2,69	0	1	0,87	0,62	0,63
4	0	0,34	0	0	0,23	0,12	0,23
6	0	0	0	0	0,25	0,23	0,34
8	0	0	0	0	0,4	0,456	0,628

Дозовый фактор накопления -излучения k-й энергетической группы -

Поток -квантов за защитой, обусловленный -излучения АЗР

Относительная доза от первичного -излучения за защитой

Расчет вторичного -излучения.

В первом приближении объемные доли материалов в экранах соотносятся как линейные толщины .

Внутренний диаметр экранов (включая корзину)

Внешний диаметр экранов

Доля воды в экранах

Доля стали в экранах

Ядерные концентрации элементов в экранах представлены в таблице № 7.7.7

Таблица № 7.7.7

O	H	Fe	Cr	Ni
0,037	0,017	0,002	5,636	2,807

Длина релаксации нейтронов в экранах

Распределение плотности источников захватного -излучения в экранах

Толщины материалов защиты за исключением внутрикорпусных конструкций представлены в таблице № 7.7.8

Таблица № 7.7.8

Материал	Расчетная формула	Значение , м
H2O		1,6
Fe		0,298
Полиэтилен		0,8
Pb		0,2

Толщина экранов

Относительная толщина защиты без экранов и дозовый фактор накопления -излучения k-й энергетической группы

Результаты расчета и используемые константы в зависимости от энергии -квантов представлены в таблице № 7.7.9

Таблица № 7.7.9

Энергия -квантов, МэВ	0,5	2	4	6	8
	76,41	31,94	25,23	23,45	22,94
	256,76	27,526	16,585	14,074	13,075
,1/см	0,136	0,07	0,052	0,045	0,042

где - линейный коэффициент ослабления -излучения в экранах

Внешний радиус экранов

Расчетный угол

Поток -квантов за защитой, обусловленный -излучения внутрикорпусных экранов

Относительная доза от вторичного -излучения из экранов за защитой

Внутренний диаметр корпуса

Внешний диаметр корпуса

Ядерные концентрации элементов приведены в таблице № 7.7.10

Таблица № 7.7.10

Fe	Cr	Ni
0,059	0,016	8,141

Длина релаксации и длина диффузии тепловых нейтронов в корпусе

Плотность источников захватного -излучения в корпусе, зависящая от энергии приведена в таблице № 7.11

Таблица № 7.7.11

Энергия -квантов, МэВ	0,5	2	4	6	8
	2,784109	2,755109	7,322108	9,227108	1,591108

Толщины материалов защиты, за исключением внутрикорпусных экранов и корпуса приведены в таблице № 7.7.12

Таблица № 7.7.12

	Расчетная формула	Значение , м
H2O		1,6
Fe		0,178
Полиэтилен		0,8
Pb		0,2

Относительная толщина защиты без экранов и корпуса

Дозовый фактор накопления -излучения k-й энергетической группы

Линейный коэффициент ослабления -излучения в корпусе

Результаты расчета приведены в таблице № 7.7.13

Таблица № 7.7.13

Энергия -квантов, МэВ
0,5	68,62	223,403	0,089
2	27,947	23,553	0,045
4	22,108	14,761	0,031
6	20,578	12,707	0,025
8	20,158	11,98	0,022

Расчетный угол

Поток -квантов за защитой, обусловленный -излучения внутрикорпусных экранов

Относительная доза от вторичного -излучения из экранов за защитой

Полная относительная доза от вторичного -излучения

Полная относительная доза

Расчетная доза менее 0,5 ПДД, следовательно, защита удовлетворяет поставленным условиям и нормам безопасности.

7.8. Экономический расчет.

Определение стоимости установки по укрупненным показателям.

Расчетные нормативы

Средняя стоимость одного килограмма веса конструкций реактора у.е.

Стоимость человеко-часа монтажных работ у.е.

Используемые в дальнейшем расчете величины

кг/м3 – плотность стали,

м – внутренний диаметр корпуса реактора,

м – наружный диаметр корпуса реактора,

м – высота корпуса реактора,

м – высота днища реактора,

- высота крышки реактора,

м – наружный диаметр нажимного кольца,

м – внутренний диаметр нажимного кольца,

м – высота нажимного кольца.

Расчет строительной стоимости ЯЭУ

Вес корпуса с учетом внутрикорпусных конструкций без загрузки ТВС

где - доля площади отверстий под привода СУЗ и т.п. в крышке

Вес основных конструкций реактора

Принимаем вес внутрикорпусных конструкций

Принимаем вес патрубков и шпилек

Вес корпуса

Стоимость металла корпуса реактора

у.е.

Стоимость оборудования ППУ в целом у.е.

Стоимость монтажа головной ППУ

- число рабочих, участвующих в монтаже,

- число смен монтажа,

-время монтажа,

- коэффициент, учитывающий накладные расходы,

- коэффициент серийности для головной установки,

у.е.

Стоимость ППУ

у.е.

Принимаем оценочно долю стоимости системы автоматики

у.е.

Принимаем оценочно долю стоимости основного оборудования ПТУ

у.е

Принимаем оценочно долю стоимости вспомогательного оборудования ПТУ

у.е.

Принимаем оценочно долю стоимости основных и резервных движителей

у.е.

Принимаем оценочно долю стоимости обслуживающих систем (вентиляции и кондиционирования и т.п.)

у.е.

Стоимость оборудования ПТУ

у.е.

Принимаем долю стоимости монтажных работ в стоимости ПТУ

Стоимость ПТУ

у.е

Строительная стоимость ЯЭУ

у.е.

Эксплуатационные годовые расходы на ЯЭУ

Расходы на текущий ремонт

у.е./год

Расходы на капитальный ремонт

Принимаем долю стоимости заменяемого оборудования

у.е

Принимаем долю стоимости ремонтного оборудования

у.е.

Принимаем долю стоимости ремонтно-монтажных работ

у.е.

Принимаем продолжительность межремонтного периода

у.е./год

Расходы на ядерное топливо

Продолжительность кампании реактора года

Обогащение топлива

Обогащение сырья

Обогащение отвального урана

Параметр 

Потенциал разделения

Работа разделения, необходимая для получения 1 кг горючего с обогащением z

ЕРР

Цена разделительных работ у.е.

Стоимость разделительных работ для 1 кг горючего

у.е.

Стоимость 1 кг природного урана

Стоимость природного урана, необходимого для получения 1 кг горючего

у.е.

Принимаем стоимость изготовления ТВЭЛ и ТВС в расчете на 1 кг горючего

Стоимость 1 кг топливной загрузки

у.е.

Плотность UO2 кг/м3

Диаметр топливного сердечника м

Высота АЗР м

Число ТВЭЛ в ТВС

Число ТВС в АЗР

Полная стоимость топливной загрузки

у.е.

Расходы на топливную загрузку

у.е./год

Принимаем расходы на содержание персонала

у.е./год, где

- численность экипажа,

Згод=5000у.е.- зарплата одного члена экипажа в среднем

Принимаем величину прочих расходов на ЯЭУ

у.е./год

Полные расходы на эксплуатацию ЯЭУ

у.е./год

Стоимость строительства ЯЭУ (включая первоначальную загрузку)

у.е.

1у.е.=31руб.

8.Радиационная безопасность.

ЯЭУ представляет собой источник различных видов излучений, наиболее опасными из которых являются нейтронное и -излучение. БЗ обеспечивает снижение уровня мощности ядерных излучений до величин, установленных в «НРБ-99». Для радиационного контроля установлен комплекс специальной аппаратуры. Радиационный контроль включает в себя: сбор, отображение и обработку информации в период работы, ремонта и перегрузке реактора; контроль доз облучения персонала. Для своевременного предупреждения обслуживающего персонала о превышении в рабочих помещениях уровня излучения или загрязнения воздуха предусмотрена система световой и звуковой сигнализации.

Особенно опасна, с точки зрения радиационной безопасности, перегрузка топлива, т.к. демонтаж оборудования на крышке реактора может вызвать разуплотнение I контура. Из-за этого возможно повышение аэрозольной активности в месте проведения работ, а затем и во всем реакторном помещении, если не принимать соответствующих мер (дополнительная вентиляция и очистка воздуха на месте проведения работ). Некоторое снижение всплеска аэрозольной активности при разуплотнении I контура достигается путем его промывки и замены теплоносителя. Снятие крышки реактора приводит еще и к увеличению дозы -излучения, поэтому здесь требуется размещение специальной защиты для снижения интенсивности излучения до допустимого уровня.

Все работы, связанные с перезарядкой реактора, должны проводиться при всестороннем дозиметрическом контроле в помещении и на рабочих местах, а также при строгом соблюдении правил индивидуального дозиметрического контроля непосредственными исполнителями опасных работ. По результатам замеров службой дозиметрии действительного уровня ядерных излучений на местах проведения работ корректируется время пребывания исполнителей, предусмотренное технологией, а следовательно, и количество рабочих, необходимое для выполнения цикла работ по перезарядке реактора.

Таким образом, соблюдение правил РБ и осуществление всего комплекса мероприятий по дозиметрическому контролю на судне позволяет оценить состояние радиационной обстановки в рабочих помещениях, своевременно выявить участки с повышенным уровнем излучения, оперативно принять необходимые меры для обеспечения безопасных условий труда обслуживающего персонала.

С точки зрения внешней безопасности к судам с ЯЭУ предъявляется требование, чтобы ни при каких условиях ( нормальных эксплуатационных и аварийных) ЯЭУ не могла служить источником прямой или косвенной радиационной опасности. Поэтому отходы установки (протечки теплоносителя, вышедшие из строя элементы конструкции, обладающие активностью, и др.) должны оставаться на судах. Для этого на них предусматриваются специальные хранилища, цистерны. При нормальной эксплуатации удаление радиоактивных отходов с судна может быть проведено следующими способами. Относительно слаборадиоактивные жидкости, газы разбавляются в соответствующих нерадиоактивных средах (вода, воздух) до концентрации около 10-7 мккюри/см3 в жидкости и около 10-10 мккюри/см3 в газах и выбрасываются в море или воздух.

Отходы, имеющие высокую радиоактивность, упаковываются в специальную тару, целостность которой рассчитана на длительное время, и захоранивается в море или на берегу в специально отведенных для этой цели местах. Воздух из помещений судна с повышенным уровнем радиации выбрасывается в окружающее пространство только после очистки в фильтрах.

Из соображений безопасности населения уровень ядерных излучений на поверхности подводной части судна не должен быть большим, поскольку это может привести к радиационному заражению морских животных и растительности, употребляемых в пищу, а через них и человека. Для безопасности водолазных работ также требуется значительное ослабление ядерных излучений в подводной части судна.

9.Охрана труда и окружающей среды.

АППУ выполнена и размещена на судне таким образом, чтобы обеспечить защиту экипажа и населения от облучения, а окружающую среду - от загрязнения радиоактивными веществами в пределах допустимых безопасных норм как при нормальной эксплуатации, так и при авариях установки и судна.

БЗ оборудования I контура обеспечивает снижение мощности дозы за защитой до величин, указанных в НРБ-99. Наибольшая опасность радиоактивного облучения в помещении, где расположена АППУ. Это помещение относится к разряду ограниченного пребывания персонала. Радиационное воздействие на персонал и население регламентируется нормативными документами, в основу которых положены отечественный опыт в области радиационной защиты и рекомендации Международной комиссии по радиологической защите:

нормы радиационной безопасности, НРБ-99;
основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ИИ, ОСП;
радиационно-гигиенические требования к атомным судам, РГТ-АС.

Вход персонала в реакторное помещение невозможен. Вход в аппаратное помещение осуществляется через тамбур-шлюз, который оборудуется герметичными дверями с блокировкой, исключающей их одновременное открытие, датчиками активности, душевой.

На возможных путях выхода радиоактивных веществ в проекте предусмотрены четыре защитных барьера между ядерным топливом и окружающей средой:

первый - оболочки топливных элементов активной зоны реактора;
второй - прочные стенки оборудования и трубопроводов первого контура;
третий - защитная оболочка;
четвертый - защитное ограждение, границами которого являются продольные и поперечные переборки, второе дно и настил верхней палубы в районе реакторного отсека.

Внутреннее пространство ЗО разделено по высоте герметичным настилом на два помещения: реакторное и аппаратное.

В реакторном помещении под БЗ, выполненной в виде объемных блоков размещено все оборудование I контура. Разъемы оборудования, имеющего заменяемые элементы, выведены в аппаратное помещение, что исключает демонтаж блоков защиты и разгерметизацию реакторного помещения при их замене. Для ремонтных работ и перегрузки АЗР в крышке ЗО имеется люковое отверстие, обеспечивающее возможность вертикальной транспортировки заменяемого оборудования I контура. Люковое отверстие герметизируется сваркой. Двери, люковое отверстие, проходки труб и кабельные коробки рассчитаны на те же параметры прочности и герметичности, что и ЗО.

Вентиляция ЗО осуществляется автономной системой, обеспечивающей работу как по замкнутому, так и по открытому циклу.

На байпасе вытяжного тракта системы установлены фильтры очистки, подключаемые при обнаружении активности воздуха внутри оболочки. На вытяжных и вдувных каналах установлены автоматические быстрозапорные клапаны, отсекающие и герметизирующие ЗО при повышении давления в аварийных ситуациях.

Для ослабления последствий предельно возможной аварии предусмотрены: система снижения аварийного давления и система проливки АЗР, система проливки ПГ.

Защитное ограждение призвано ограничить распространение радиоактивных веществ в другие части судна. Границами ограждения являются продольные и поперечные переборки реакторного отсека, третье дно и настил верхней палубы. Защитное ограждение полностью окружает ЗО и все имеющиеся источники ИИ. Все помещения в защитном ограждении подразделяются на зоны: контролируемую, наблюдаемую, свободную. Проход в первые две зоны осуществляется через санпропускник принудительного типа с полным переодеванием и санитарной обработкой персонала.

Особенностью ЯЭУ является необходимость исключения радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Газообразные радиоактивные выбросы в процессе работы не незначительны (не более 10 Ки/г) и определяются инертными радиоактивными газами. Концентрация радионуклидов в воздухе за пределами ЯППУ, создаваемая упомянутой величиной газообразного выброса, не превышает допустимой концентрации, нормированной для лиц категории Б, что свидетельствует об отсутствии газообразных отходов или их минимальном значении.

Жидкие радиоактивные отходы при работе РУ на мощности, а также при проведении технического обслуживания практически отсутствуют, а образуются при проведении дезактивационных мероприятий и в результате накопления вод санпропускника.

Реализованные в РУ конструкторские решения позволили практически полностью исключить высокоактивные (контурные) жидкие радиоактивные отходы и наполовину сократить количество низкоактивных (дезактивационных). Средняя активность жидких радиоактивных отходов при эксплуатации ЭУ типа КЛТ-40 составляет Ки/кг, т.е. они относятся к низкоактивным, что не накладывает ограничений на обращение с ними. Для изоляции жидких радиоактивных отходов от биосферы и их локализации предусмотрена специальная система, осуществляющая осушение помещений контролируемой зоны, прием и хранение отработавших дезрастворов, выдачу жидких радиоактивных отходов за пределы комплекса.

Твердые радиоактивные отходы образуются в процессе эксплуатации реактора. Они включают в себя элементы оборудования РУ, отработавшие срок действия, трубопроводы, спецодежду, инструмент, различные приборы и детали, средства защиты, органические отходы. Твердые радиоактивные отходы хранятся в специальном герметичном хранилище окруженном БЗ. Контейнер заполненный отходами (измельченными, спрессованными и т.д.) заваривается и загружается в ячейку хранилища, что изолирует их от окружающей среды.

Оборудование I контура заменяемое при ремонте или выработавшее свой ресурс (выемной блок реактора, ГЦН, трубная система ПГ, приводы СУЗ, арматура) является высокоактивным, заменяется с помощью специального оборудования и размещается в специальных контейнерах длительного хранения.

Таким образом, безопасность АППУ обеспечена устройствами и системами нормальной эксплуатации и системами безопасности, предназначенными для надежного выключения реактора, отвода тепла от активной зоны и ограничения последствий возможных аварий.

10.Гражданская оборона.

Задачей ГО является защита экипажа от всех современных средств поражения. Решение этой проблемы на судне достигается укрытием экипажа во внутренних помещениях, и обеспечением экипажа индивидуальными средствами защиты.

Поражающие факторы ядерного взрыва и средства защиты от них:

Ударная волна, представляет собой область резкого сжатия воздуха, распространяющаяся во все стороны от центра взрыва со сверхзвуковой скоростью. При проектировании судна учитывались требования по ударостойкости. Все элементы ЯЭУ должны выдерживать ударную нагрузку не менее 3g (реактор 7-8g), действующую в любом направлении. Это достигается широким использованием амортизаторов и компенсаторов.
Защитой от светового излучения могут служить светонепроницаемые предметы, дающие тень. Световое излучение, в зависимости от свойств материала, вызывает их оплавление, облучение, воспламенение, что может привести к пожару на судне. Для борьбы с пожарами предусмотрены водная и воздушная системы пожаротушения. Реакторный отсек при пожаре затопляется углекислым газом. Для оповещения экипажа предусмотрена пожарная сигнализация.
Проникающая радиация оказывает вредное биологическое действие на клетки организма. Защитой от проникающей радиации служит корпус корабля и другие материалы, ослабляющие поток -лучей и нейтронов.
Электромагнитный импульс, возникающий в момент ядерного взрыва, может нарушить работу электрических устройств системы управления ЯЭУ. Защитой от электромагнитных импульсов служит экранировка, специальное автоматически предохранительное устройство.
Защита от радиоактивного загрязнения обеспечивается герметизацией внутренних помещений судна, использованием системы дезактивации. Для защиты экипажа от попадания радиоактивных веществ в органы дыхания и на кожу применяются индивидуальные средства защиты.

Химическое бактериологическое оружие при боевом использовании способно поражать в основном незащищенных людей. В этих случаях основным условием обеспечения устойчивой работы судна является герметизация отсеков судна, применение экипажем средств индивидуальной защиты. На судне установлены средства обнаружения химического бактериологического оружия для своевременного предупреждения экипажа. Экипаж судна должен быть обеспечен необходимыми препаратами и медикаментами для борьбы с последствиями применения химического бактериологического оружия.

11.Заключение.

В данной работе с учетом всех требований ядерной безопасности и надежности была спроектирована ЯЭУ для ледокола, обеспечивающая эффективную мощность (мощность на винтах) 40 МВт. Выполнение этих требований достигается применением достаточной степени резервирования и других организационных и технических мер.

Расчетный срок службы корпуса реактора составляет 27 лет, и может быть продлен по результатам эксплуатации. Выбранное обогащение ядерного топлива определяет величину кампании реактора 3 года, что соответствует современным тенденциям.

В связи с прогрессирующим ростом цен на органическое топливо можно с уверенностью утверждать, что суда с ЯППУ, при соблюдении соответствующих норм безопасности, вполне конкурентоспособны по сравнению с судами с традиционными энергетическими установками, особенно при работе на номинальной мощности, например, на трансокеанских рейсах или обеспечении необходимыми товарами и топливом районов Крайнего Севера.

Литература.

Расчет тепловой схемы ПТУ судовой ядерной энергетической установки: Методические указания по дисциплине «Тепловые схемы ЯЭУ» (курсовая работа). Ч. 1: Основные положения и методика расчета тепловой схемы судовой ЯЭУ. – НГТУ; Сост.: Ю.И. Аношкин. Н. Новгород, 2003.
Расчет тепловой схемы ПТУ судовой ядерной энергетической установки: Методические указания по дисциплине «Тепловые схемы ЯЭУ» (курсовая работа). Ч. 2: Пример расчета тепловой схемы паротурбинной установки судовой ЯЭУ. - НГТУ; Сост.: Ю.И. Аношкин. Н. Новгород, 2004.
Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара: Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1984.
Семека В.А. Тепловой расчет судовых паротурбинных установок. – М.: Транспорт, 1965.
Африкантов И.И., Митенков Ф.М. Судовые атомные паропроизводительные установки. – Л.: Судостроение, 1965.
Алешин В.С., Кузнецов Н.М., Саркисов А.А. Судовые ядерные реакторы. - Л.: Судостроение, 1968.
Романов Д.Ф., Лебедев М.А., Саваренский С.С., Шаманов Н.П. Судовые ядерные паропроизводящие установки. – Л.: Судостроение, 1967.
Терентьев В.Д. Основы тепловых и гидравлических расчетов судовых ядерных реакторов и парогенераторов. – Л.: Судостроение, 1967.
Шаманов Н.П., Пейч Н.Н., Дядик А.Н. судовые ядерные паропроизводящие установки. – Л.: Судостроение, 1990.
Дементьев К.С., Романов В.А., Турлаков А.С., Волков Д.И. проектирование судовых парогенераторов. – Л.: Судостроение, 1986.
Теплогидравлические и прочностные расчеты реакторов DD”H/ методические указания к курсовому проекту по дисциплине «Конструкции АЭС» для студентов специальности 0310. – Горький: UGB им. А.А.Жданова,1983.
В.С. Кууль, Г.Б. Усынин. Физический расчет ядерного реактора: Методические указания для курсовых и дипломных работ. Часть 1. – Горький: ГПИ им.А.А.Жданова,1980.
В.С. Кууль, Г.Б. Усынин. Физический расчет ядерного реактора: Методические указания для курсовых и дипломных работ. Часть 2. – Горький: ГПИ им.А.А.Жданова,1980.
И.В. Гордеев, Д.А. Кардашев, А.В. Малышев. Справочник по ядерно-физическим константам для расчетов реакторов. – М.: Атомиздат, 1960.
Лапшин Р.М. расчет проточной части центробежного насоса. Методические указания к курсовому и дипломному проектированию. - Горький: ГПИ им.А.А.Жданова,1988.
Ломакин А.А. Центробежные и осевые насосы. – М.: Машиностроение, 1966.
Расчет биологической защиты водо-водяного реактора: Методические указания для выполнения курсовой работы по дисциплине «Основы проектирования биологической защиты ЯППУ» для студентов специальности 0311. - Горький: ГПИ им.А.А.Жданова,1985.
А.И. Кирюшин, Е.А. Шлокин. Проектирование и оптимизация биологической защиты атомных паропроизводящих установок. Учебное пособие. - Горький: ГПИ им.А.А.Жданова,1981.
А.И. Кирюшин, Е.А. Шлокин. Инженерные методы расчета и проектирования биологической защиты атомных паропроихводящих установок. - Горький: ГПИ им.А.А.Жданова,1979.
Биологическая защита ядерных реакторов. Справочник. Под редакцией Ю.А. Егорова. – М.: Атомиздат, 1965.
Методические указания к выполнению дипломного проекта студентами специальности 0311. - Горький: ГПИ им.А.А.Жданова,1984.

129

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать
134.	Курсовая	Проектирование привода конвейера с двухступенчатым редуктором	384 KB
	Кинематический расчет привода и выбор электродвигателя. Определение допусков форм и расположения поверхности. Расчет вала осуществляется по запасу сопротивления усталости. опуск перпендикулярности базового торца вала.
135.	Отчет о прохождении практики	Шкільна гігієна	144.5 KB
	Школа розміщена в тихому мікрорайоні між будинками, головна вулиця знаходиться десь 300 – 400 м, від школи, біля школи руху автомобілів немає. На території школи є спортивна зала, вона обладнана спортивним обладнанням, волейбольним полем, спортивним майданчиком, "футбольним полем".
136.	Лабораторная работа	Анализ цен на металлопродукцию в среде Microsoft Excel	33.37 KB
	Используя средства Microsoft Excel и статистические показатели, научиться оценивать динамику цен на продукцию металлургических предприятий. Индексы рассчитываются на основе данных, полученных в результате регистрации цен на товары-представители выборочных организаций всех форм собственности.
137.	Реферат	Польско-Шведская интервенция 1609-1612 годов	44.22 KB
	В истории государства нашего были такие периоды, в которые под угрозу была поставлена его независимость и самобытность народа, если хотите. Так как объектом моего реферата является Польско-Шведская интервенция 1609-1612 гг., то для начала я определилась с одним из центральных понятий реферата – интервенция.
138.	Книга	Теория и методология социологических исследований	1.54 MB
	Социология представляет собой профессиональный взгляд на мир человеческих отношений. Три типа социологического дискурса. Логика гипотетического рассуждения. Соотношение переменных и единиц исследования.
139.	Дипломная	Разработка программного продукта для быстрого создания заметок и организации разнородных данных	1.41 MB
	Деление программ и технических средств на классы по типу предоставляемого функционала. Исследование возможных опасных и вредных факторов при эксплуатации ЭВМ и их влияния на пользователей.
140.	Дипломная	Аналіз маркетингової діяльності ПП Діоніс	1.23 MB
	Теоретичні засади маркетингової діяльності торгівельного підприємства. Нормативно-правова база маркетингової діяльності в Україні. Удосконалення маркетингової діяльності ПП Діоніс. Організування розподілу продукції.
141.	Реферат	Феномен безработицы в России	38.65 KB
	В системе рыночных отношений важное место занимает рынок. Официальными безработными считаются трудоспособные граждане в трудоспособном возрасте (определяется законодательством). Исходя из необходимости учета безработных и принятия соответствующих государственных мер по обеспечению работой всех желающих.
142.	Практическая работа	Системный анализ московского метрополитена	273.5 KB
	Московский метрополитен, открытый 15 мая 1935 года, - это основа транспортной системы столицы. Он надежно связывает центр города с промышленными районами и жилыми массивами. На сегодняшний день доля Московского метрополитена в перевозке пассажиров

Расчет распределения температуры теплоносителя, оболочки и топливного сердечника ТВЭЛ по высоте расчетного канала.

Определение характерных температур ТВЭЛ.

Определение погрешности расчета температуры оболочки твэл

Расчет критического теплового потока и запаса до кризиса

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать