Ядерная энергетика

Автор работы: Пользователь скрыл имя, 07 Января 2014 в 14:42, реферат

Краткое описание

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 в на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введенная в действие в 1966 году АЭС Райнсберг ( ГДР).
Создатели реакторов ВВЭР:
Научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва)
Разработчик: ОКБ "Гидропресс" (г. Подольск).

Содержание

Введение 3
1. Реактор ВВЭР-1000 5
2. Общее описание 7
3. Принципиальная схема 9
4. Компенсатор давления 10
5. Главный циркуляционный насос 11
6. Ядерное топливо 12
Заключение 13
Список использованной литературы 14

Вложенные файлы: 1 файл

реферат по введению в специальность.docx

— 54.75 Кб (Скачать файл)

Материал корпуса компенсатора – легированная сталь с коррозионностойкой

наплавкой на внутренней поверхности.

 

Технические характеристики   КД:              

  • Рабочее давление, МПа (кгс/см)

15,9(160)

  • Рабочая температура, К(С)

619,15(346)

  • Объем воды на номинальном режиме, м

55

  • Объем пара на номинальном режиме, м

24

  • Мощность одного блока электронагревателей, кВт

90

  • Суммарная мощность электронагревателей, кВт

2520

  • Масса (в сухом состоянии), кг

200000





    

 

 

 

 

 

 

Главный циркуляционный насос

 

Главный циркуляционный насос ГЦН-195М предназначен для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре реакторной установки для отвода тепла из активной зоны реактора. Применяется в схеме АЭС с реактором ВВЭР-1000, для каждого реактора устанавливается 4 насоса.

ГЦН представляет собой вертикальный центробежный одноступенчатый насос  с блоком торцевого уплотнения вала, консольным рабочим колесом, осевым подводом воды и выносным асинхронным  двигателем. Выемная часть ГЦН состоит из корпуса, вала со втулками радиального подшипника скольжения, блока торцевого уплотнения вала, главного упорного подшипника с антиреверсным устройством и электромагнитным разгрузочным устройством, рабочего и вспомогательного колеса, экрана, теплового барьера и деталей крепления. Электромагнитное разгрузочное устройство предназначено для восприятия части выталкивающего усилия, действующего на вал насоса. Антиреверсное устройство предназначено для предотвращения проворачивания вала насоса противотоком теплоносителя при остановленном насосе.

Основные технические  характеристики насоса ГЦН-195М

Параметры

Значение

еПодача, м3/ч

20 000

Напор, кгс/см2

6,75

Температура перекачиваемого  теплоносителя, С   

300

Частота вращения, об/мин

1000

Масса насоса, кг

140 000

 

Яд топливо

 

Основным топливом ядерных  реакторов является диоксид урана, обогащенного по делящемуся изотопу (урану-235). Поэтому после обогащения гексафторид урана необходимо перевести в более удобную форму диоксида. В свою очередь, из диоксида урана прессуют топливные таблетки, которые размещают внутри тонких циркониевых трубок — тепловыделяющих элементов (твэлов). Из твэлов собирают тепловыделяющие сборки, размещаемые в ядерном реакторе.

Производством ядерного топлива  в нашей стране управляет Топливная компания «ТВЭЛ». Непосредственно изготовлением ядерного топлива заняты: Машиностроительный завод (г. Электросталь, Московская область) и Новосибирский завод химконцентратов (г. Новосибирск, Новосибирская область). Цирконий для изготовления твэлов производят на Чепецком механическом заводе (г. Глазов, Удмуртская Республика) — это единственный в России и один из трех крупнейших в мире производителей изделий из циркония и его сплавов.

 

Заключение

 

АЭС, являющиеся наиболее современным  видом электростанций имеют ряд существенных преимуществ перед другими видами электростанций: при нормальных условиях функционирования они обсолютно не загрязняют окружающую среду, не требуют привязки к источнику сырья и соответственно могут быть размещены практически везде.

Атомная энергетика - активно  развивающаяся отрасль. Очевидно, что  ей 
предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования.

 

 

 

 

 

               Список использованной литературы

  1.  
    С.А.Андрушечко, А.М.Афоров, Б.Ю.Васильев, В.Н.Генералов, К.Б.Косоуров, Ю.М.Семченков, В.Ф.Украинцев АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010.
  2.  
    Материалы сайта ОАО «Концерн Росэнергоатом» www.rosenergoatom.ru
  3.  
    Материалы сайта Госкорпорации Росатом www.rosatom.ru

Информация о работе Ядерная энергетика