Реактор ВВЭР-1000

Начертательная геометрия
Лабораторные работы по черчению
Энергетика
Реактор ВВЭР-1000
Математика
Решение задач контрольной работы
  • Найдите производные функций
  • Исследовать на экстремум функцию
  • Найти объем тела,
  • Найти частное решение уравнения
  • Написать первые три члена ряда
  • Интеграл Римана.
  • Вычисление определенного интеграла.
  • Приложение определенного интеграла
  • Объем тел в пространстве, площадь
    поверхности вращения
  • Найти область определения функции
  • Предел последовательности
  • Дифференцирование функции
    одной переменной
  • Понятие дифференциала
  • Применение производной к исследованию
    функций
  • Правило Лопиталя
  • Исследование функций и построение
    графиков
  • Интегральное исчисление функции
    одной переменной
  • Основные методы интегрирования
  • Метод интегрирования по частям
  • Интегрирование рациональных дробей
  • Интегрирование тригонометрических
    дробей
  • Определенный интеграл
  • Интегрирование по частям
  • Найти площадь фигуры,
    ограниченной линиями
  • Найти объем тора, образованного
    вращением круга
  • Классы САПР
  • Техническое обеспечение САПР
  • Основными устройствами ввода-вывода
  • Применение телекоммуникационных
    технологий в САПР
  • Обеспечение техники безопасности
  • НОРМАТИВНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПРОЕКТОВ
  • Использование системы «КОМПАС»
    в технологическом проектировании
  • Использование библиотек при
    технологическом проектировании
  • Система «ГЕКТОР АРМ ППР»
  • Работа с модулем выбора и привязки кранов
  • Работа с модулем проектирования
    складирования конструкций
  • Работа с модулем проектирования 
    бытового городка
  • Элемент выдавливания
  • Элемент вращения
  • Элемент кинематическая операция
  • Элемент по сечениям
  • ЭЛЕМЕНТЫ МАШИННОЙ  ГРАФИКИ
  • Геометрические построения в системе
    КОМПАС 3D V8
  • Практические задания к урокам
    инженерной графики
  • Построение контура детали
  • Нанесение размеров
  • Построение сопряжений.
  • Построение чертежей геометрических тел
  • Создание чертежа модели
  • Типы и классификация изображений. Разрезы
  • Построение модели и создание её чертежа
    с применением разрезов
  • Параметрический режим работы в КОМПАС-3D
  • Создание объёмной модели
  • Расширения файлов КОМПАС-3D
  • Основы работы с Компас 3D
  • Массивы элементов
  • Построение тел вращения
  • Получение проекционных чертежей
  • Плоскостное моделирование
  • ПРИЕМЫ РАБОТЫ С ДОКУМЕНТАМИ
  • ПРИЕМЫ СОЗДАНИЯ ОБЪЕКТОВ
  • СОЗДАНИЕ ГЕОМЕТРИЧЕСКИХ
    ОБЪЕКТОВ
  • ПРОСТАНОВКА РАЗМЕРОВ
  • ПРИМИТИВЫ
  • СОПРЯЖЕНИЯ
  • ФЛАНЦЫ
  • ПЛОСКАЯ МОДЕЛЬ
  • КРЕПЕЖНЫЕ ИЗДЕЛИЯ.
  • ВОЗМОЖНОСТИ СРЕДЫ.
    ПОЛЬЗОВАТЕЛЬСКИЙ ИНТЕРФЕЙС
  • Выполнение чертежей
  • ПОСТРОЕНИЕ ЛИНИЙ ЧЕРТЕЖА.
  • ПОСТРОЕНИЕ ВИДОВ ДЕТАЛИ
  • ПОСТРОЕНИЕ ПЛОСКОЙ ДЕТАЛИ
    ПО ЧАСТИ ИЗОБРАЖЕНИЯ
  • ПОСТРОЕНИЕ ВИДОВ ПО МОДЕЛИ
  • Твердотельное моделирование
  • Построение модели детали «Ребро»
  • Параметризация модел
  • Построение чертежей на базе
    трехмерных моделей деталей
  • Системы координат
  • СПОСОБЫ ВВОДА КООРДИНАТ
  • ЗАДАНИЕ НА КУРСОВУЮ РАБОТУ
  • Пример расчета посадки с натягом
  • РАСЧЕТ ПЕРЕХОДНЫХ  ПОСАДОК
  • ПОСАДКИ ПОДШИПНИКОВ  КАЧЕНИЯ
  • ВЫБОР ПОСАДОК  ДЛЯ ШПОНОЧНЫХ 
    СОЕДИНЕНИЙ
  • ВЫБОР ПАРАМЕТРОВ  РЕЗЬБОВЫХ 
    СОЕДИНЕНИЙ
  • РАСЧЕТ РАЗМЕРНЫХ  ЦЕПЕЙ
  •  

    СОСТАВ И ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ

    Реактор ВВЭР-1000 является водо-водяным энергетическим реактором корпусного типа и представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, с двухрядным расположением патрубков, внутренняя часть и части фланца и крышки покрыты антикоррозионной наплавкой. Корпус реактора сверху закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов СУЗ. По принципу работы ВВЭР-1000 является гетерогенным ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленая вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации.

    При прохождении через активную зону теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива.

    Теплоноситель принудительно поступает в реактор через четыре нижних входных патрубка корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС – тепловыделяющие сборки, из которых набрана активная зона. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб - БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

    Упрощённый разрез реактора ВВЭР–1000 показан на рис 1.

    Основными компонентами реактора являются:

    ● корпус реактора;

    ● внутрикорпусные устройства (шахта реактора, выгородка, блок защитных труб (БЗТ));

    ● верхний блок (ВБ).

    Описание компонентов реактора.

    Корпус реактора.

    Назначение и проектные основы корпуса реактора.

    Корпус ядерного реактора (корпус в сборе с крышкой) предназначен для размещения внутрикорпусных устройств (ВКУ), комплекса тепловыделяющих сборок ТВС (активной зоны) и перемещаемых приводами шагового электромагнита (ШЭМ) органов системы управления и защиты реактора (СУЗ).

    Корпус относится к устройствам нормальной эксплуатации и первой категории сейсмостойкости.

    В конструкции корпуса реализованы следующие требования нормативно - технической документации:

    1) расчетный срок службы корпуса (с крышкой) - 40 лет;

    2) наработка до отказа - не менее 24000 часов (под отказом понимается восстанавливаемые повреждения корпуса типа :

    течь разъемного соединения, течь штуцера, задиры резьбы и т.д.) ;

    3) обеспечение надежной и безопасной эксплуатации в течение расчетного срока службы;

    4) возможность осмотра, контроля основного металла и сварных соединений неразрушающими методами дефектоскопии и дезактивации внутренней поверхности;

    5) учет изменений физико-механических свойств материала корпуса под действием радиоактивного излучения и температуры;

    6) учет всех возможных при эксплуатации силовых, температурных и сейсмических воздействий.

    В расчете корпуса реактора на прочность учтены изменения параметров во всех проектных режимах (нормальные условия эксплуатации, нарушение нормальных условий эксплуатации и аварийные) и обоснован расчетный ресурс, его надежность и безопасность.

    Основные расчетные параметры приведены в таблице 1.

    Таблица 1 Основные расчётные параметры корпуса реактора

    Наименование параметра

    Численное значение

    Давление расчетное рабочее, кгс/см2

    180

    Температура расчетная, °С

    350

    Скорость разогрева, °С/час

    20

    Скорость расхолаживания, °С/час

    нормального, 70 циклов

    ускоренного, 30 циклов

    30

    60

    Максимальный расчетный флюенс быстрых нейтронов с энергией более 0,5 МэВ, нейтр./см2

    5,7 х 1019

    Основные параметры реактора обеспечиваются при условии, что температура корпуса реактора, при нагружении внутренним давлением в течение назначенного срока службы будет не менее указанной в таблице 2.

    Таблица 2 Зависимость минимальной температуры корпуса реактора от срока службы

    Наименование

    Величина

    Минимальная температура корпуса,

    На 1-м году

    Через 4 года

    Через 8 лет

    Через 12 лет

    Через 16 лет

    Через 20 лет

    Через 24 года

    Через 28 лет

    На 30-м году

    при давлении в реакторе более 3,43Мпа

    (35 кгс/см2)

    85

    86

    97

    103

    108

    112

    115

    118

    120

    Габариты корпуса (см. рис.2):

    Рисунок 2 Габаритные размеры корпуса реактора

     

    высота - 10897 мм;

    диаметр наружный по фланцу - 4570 мм (на рис.2 показан размер 4585 мм);

    диаметр наружный по цилиндрической

    части - 4535 мм;

    размер в плане по патрубкам 990 х 70 - 5260 мм;

    масса корпуса - 320 т.

    Максимальный наружный диаметр корпуса реактора 4690 мм (диаметр опорного бурта) выбран из расчета транспортировки корпуса реактора. При этом транспортировка корпуса реактора на железнодорожном транспортере возможна, когда оси двух пар патрубков Ду 850 расположены под углом 55° (см. рис.6).

    Корпусы реакторов ВВЭР-1000 для реакторной установки В-320 изготавливаются в России - на Ижорском заводе в г. Санкт-Петербурге и на ПО «Атоммаш» в г. Волгодонске. С завода - изготовителя на АЭС корпус реактора транспортируется по железной дороге специальным железнодорожным транспортёром. Корпус для первого блока ХАЭС изготовлен на ПО «Атоммаш», корпус для второго блока - на Ижорском заводе. Оба верхних блока для блоков №1 и №2 ХАЭС изготовлены на ПО «Атоммаш».

    Реактор ВВЭР-1000 является водо-водяным энергетическим реактором корпусного типа