Отчет по практике. Отчет. Отчет о прохождении преддипломной практики студента группы эс10з Коринченко Ирины Владимировны

• Название: Отчет о прохождении преддипломной практики студента группы эс10з Коринченко Ирины Владимировны
• Анкор: Отчет по практике
• Дата: 20.09.2019
• Размер: 134.5 Kb.
• Имя файла: Отчет.doc
• Тип: Отчет; #87287

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ - филиал

федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего профессионального образования

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (ИАТЭ НИЯУ МИФИ)

Отчет о прохождении
преддипломной практики

студента группы Э-С10-з

Коринченко Ирины Владимировны


Руководитель практики

Заместитель начальника РЦ-6 Сидоренко А.А.
Нововоронеж 2015

Содержание:

Введение……………………………………………………………………………….	3
1 Описание системы аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки…………………………………………………..	5
2 Назначение и функции комбинации насос-эжектор в системе аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки..	23
Список литературы………………………………………………………...................	26

ВВЕДЕНИЕ
Атомная электростанция является объектом, представляющим особую опасность с точки зрения радиоактивного загрязнения и облучения персонала и населения в случае возможной аварии. Вследствие этого системам безопасности АЭС уделяется особое внимание при их проектировании и поддержании их постоянной работоспособности во время эксплуатации реакторной установки.

Обеспечение безопасности при возникновении аварийных режимов осуществляются введением в состав АЭС систем безопасности, предназначенных для предупреждения аварий и ограничения их последствий. Системы безопасности позволяют предотвратить развитие аварии, выполняя следующие основные функции: останов реактора, отвод остаточных тепловыделений, поддержание его в подкритическом состоянии и ограничение распространения радиоактивных продуктов в любых режимах нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

Вместе с модернизацией реакторных установок и систем нормальной эксплуатации необходимо усовершенствование систем безопасности АЭС. Обеспечение безопасности действующих АЭС принципиально отличаются от вновь проектируемых АЭС. Различают активный и пассивный принципы действия систем безопасности. Различия заключаются в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала. Современные АЭС в целях достижения приемлемого уровня самозащищенности используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивно) и не зависящие от ошибок персонала и сбоев работы электрооборудования.

Пассивные системы функционируют под влиянием воздействий, непосредственно возникающих вследствие исходного события. Как правило, такие системы характеризуются более высокой надежностью по сравнению с активными.

В соответствии с принятым «принципом совмещения» система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки в проекте НВАЭС-2 с реакторной установкой ВВЭР-1200, выполняет функции, которые в проектах с ВВЭР-1000 (В-320) выполнялись следующими системами:

системой САОЗ высокого давления;

системой САОЗ низкого давления;

системой охлаждения бассейна выдержки отработавшего топлива.

Одной из систем безопасности действующих АЭС является система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), которая состоит из активных и пассивных элементов. Активная часть САОЗ и ее пассивная часть первой ступени используются на реакторах типа ВВЭР1000, а в проекте НВАЭС-2 (АЭС 2006) впервые спроектирована схема применения комбинации насос-эжектор в системе аварийного планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки на реакторах ВВЭР1200.

В системе применен не использовавшийся в отечественных проектах с ВВЭР агрегат «насос-эжектор». Агрегат представляет собой комбинацию из традиционного для проектов ВВЭР насоса высокого давления и, установленного на его напорном трубопроводе, струйного насоса (эжектора)


1 Описание системы аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки
Важной особенностью новых проектов, в отличие от действующих АЭС с ВВЭР, является применение двойных защитных оболочек с контролируемым пространством между ними.

Для обеспечения безопасности при проектных авариях на АЭС с ВВЭР нового поколения предусмотрены наборы активных и пассивных систем, причем пассивные системы могут выполнить все функции безопасности без активных систем и без вмешательства оператора по крайней мере в течение 24 часов (Рис 1.1).

В свою очередь активные системы (часть из них выполняет также функции систем нормальной эксплуатации) могут обеспечивать безопасность без вмешательства пассивных систем для наиболее вероятных аварий, не сопровождающихся полной потерей переменного тока на АЭС.

Остановка реактора, в случае необходимости, обеспечивается как путем введения в активную зону органов регулирования под действием силы тяжести, так и введением в теплоноситель борной кислоты.

Для расхолаживания и отвода остаточного тепловыделения в случае аварий, не сопровождающихся значительными потерями теплоносителя первого контура, предусмотрены системы пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов Тепло от ПГ отводится в специальных теплообменниках, размещенных снаружи защитной оболочки, к окружающему воздуху (ВВЭР-1000, ВВЭР-1200) или к воде в теплоаккумулирующем баке, вызывая в конце концов ее испарение (ВВЭР-640).



Рисунок 1.1- Принципиальная схема размещения оборудования и систем безопасности АЭС с ВВЭР-1000 (В-392) и ВВЭР-1200

1 – реактор;

2 – ПГ;

3 – ГЦН;

4 – ГЕ САОЗ I ст.;

5 – ГЕ САОЗ II ст.;

6 – КД;

7– предохранительный клапан КД;

8 – барботер;

9 – БРУ-А;

10 – насос аварийной подпитки ПГ;

11 – фильтр на ГО;

12 – бассейн выдержки;

13 – насос подачи технической воды

14 – насос аварийной подпитки I контура

15 – насос аварийного расхолаживания;

16 – бак аварийного запаса раствора бора;

17 – насос аварийной подачи раствора бора;

18 – насос САОЗ высокого давления;

19 – бак запаса борного концентрата

20 – пассивная система

отвода остаточного тепла;

21 - пассивная система

быстрого ввода бора;

22 – защитная оболочка;

23 – трансформатор

24 – спринклерный насос;
25 – ГЦТ;

При авариях с потерей теплоносителя первого контура по мере снижения давления осуществляется подпитка первого контура из гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны - (САОЗ). В проектах ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 предусмотрено 4 гидроемкости первой ступени с начальным давлением в 5,9 МПа и 8 гидроемкостей второй ступени с атмосферным давлением, которое при открытии обратного клапана (1,5 МПа) выравнивается с давлением в контуре. Каждая гидроемкость содержит по 120 м³ воды. Запасенный объем в гидроемкостях (с учетом работы СПОТ ПГ) позволяет сохранять активную зону под заливом в течение, как минимум, 24 часов без ввода в действие активных систем безопасности.

В проектах АЭС нового поколения впервые предусмотрены системы для управления запроектными авариями. Несмотря на все меры, принятые для недопущения плавления активной зоны, предполагается, что такая авария может случиться. В этом случае рассматриваются технические возможности удержания расплава в корпусе реактора, а если это по каким-либо причинам не получится, то в специальном устройстве, размещенном под корпусом реактора. Предусматриваются также меры по исключению взрывоопасных концентраций водорода и защите контайнмента от превышения давления при тяжелых авариях.

2 Назначение и функции комбинации насос-эжектор в системе аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки
Насос водоструйный основной (далее по тексту насос-эжектор) является элементом системы аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки, и предназначен для обеспечения необходимого напора и расхода воды, подаваемой в реактор и бассейн выдержки при работе системы в режимах аварийного и планового расхолаживания и отвода остаточных тепловыделений от топлива в бассейне выдержки, совместно с насосом типа ЦН230-65. Необходимое количество на блок - 2 шт.

Насос-эжектор предназначен для выполнения следующих функций безопасности в проекте АЭС 2006:

- отвода тепла от бассейна выдержки отработанного топлива;

- подачи воды в активную зону реактора с определенного давления при разуплотнении первого контура;

- отвода остаточных тепловыделений при авариях, связанных с разуплотнением второго контура.

Кроме этого и в ряде других случаев.

Для выполнения выше указанных функций контур следовало бы доукомплектовать системой охлаждения циркулирующей в контуре воды для передачи снимаемого тепловыделения к внешнему источнику тепла.

На данном этапе поставлена лишь ограниченная задача, а именно, подтвердить работоспособность натурного образца агрегата “насос-эжектор”

образования в трубопроводе пассивной среды газовой фазы.

На рисунке 2.1 представлена схема проточной части эжектора. Основными элементами, которой являются: пассивное сопло 1, 2, камера смешения 3, диффузор 4, рабочее сопло 5.

В рассматриваемом эжекторе рабочей средой служит вода, подаваемая электронасосом к соплу 5, на выходе из которого она приобретает большую скорость. Вытекающая из сопла вода увлекает за собой пассивную воду, поступающую в пассивное сопло 1, 2.

Смесь рабочей и пассивной среды поступает в камеру смешения 3 и диффузор 4. В камере смешения происходит повышение статического давления смеси за счет выравнивания скоростей смешиваемых потоков. В диффузоре происходит дальнейшее торможение потока и, как следствие, повышение статического давления.



1-камера смешения; 2-пассивное сопло; 3-камера смешения; 4-диффузор;

5-рабочее сопло

Рисунок 2.1 - Схема проточной части струйного эжектора
На рисунке 2.2 показана принципиальная схема струйного эжектора, а под ней примерная эпюра статического давления по тракту эжектора.


Рисунок 2.2 – Примерная схема и эпюра статического давления по тракту эжектора
Рабочая среда с давлением Рр подводится к рабочему соплу от электронасоса. Давление в сопле в процессе ускорения снижается от Рр до Р₂. Рабочая среда подсасывает из приемной камеры инжектируемую среду, которая поступает в камеру с давлением Ро, а в камеру смешения с давлением Р₂. В камере смешения смесь рабочей и инжектируемой сред за счет выравнивания скоростей приобретает давление Р3. После камеры смешения смесь поступает в диффузор. В последнем происходит преобразование кинетической энергии потока в потенциальную, а давление смеси достигает величины Р4.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1. 
   Камерон И. Ядерные реакторы. – Москва: Энергоатомиздат, 1987. – 320с.
   
2. 
   Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Нововоронежская АЭС-2. Энергоблок 1. ОАО «Атомэнергопроект», г. Москва. 2007 г. – 199c.
   
3. 
   Проект «Нововоронежская АЭС-2 с энергоблоками №1 и №2», ОАО «Атомэнергопроект», г. Москва. 2010 г. – 361c.
   
4. 
   Дементьев Б. А. «Ядерные энергетические реакторы». – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 352с.
   
5. 
   Отчет о НИР «Оптимизация мощностных характеристик и состава оборудования «воздушной» СПОТ». Нововоронежская АЭС-2 с энергоблоками №1 и №2. ОАО «Атомэнергопроект». 2008 г. – 164c.
   
6. 
   Тематический отчет «Дополнительные материалы обоснования безопасности и управления авариями в проекте НВАЭС-2». Нововоронежская АЭС-2 с энергоблоками №1 и №2. ОАО «Атомэнергопроект». 2008 г. – 132c.
   
7. 
   Реакторные установки типа ВВЭР [Электронный ресурс].- Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/wwer.php, свободный.
   
8. 
   Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АЭС-89, Москва, 1990 г.
   
9. 
   Ковалевич О.М. «Основы обеспечения безопасности атомных станций». – М.: МЭИ, 1999. – 135с.
   
10. 
    Е.Я. Сколов Н.М. Зингер Струйные аппараты 3-е издание, Москва, Энергоатомиздат 1989г. -238 с.
    
11. 
    Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). - М.: Госатомнадзор России, 1998.
    
12. 
    Самойлов О.Б., Усыкин Г.Б., Бахметьев А.М. Безопасность ядерных энергетических установок. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 278 с.
    
13. 
    Резепов В.К. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. – Москва: ИКЦ «Академкнига», ОКБ «Гидропресс», 2004.
    
14. 
    Афоров А.М., Андрушечко С.А. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. – М.: Университетская книга, Логос, 2006. – 488 с.
    
15. 
    Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. – М.: Атомиздат, 1977. – 216 с.
    
16. 
    Никитин В.С. Аппаратура системы управления и защиты реактора и регулирования мощности энергоблока с РУ В–187 и В–320. – Нововоронеж.: 1989.
    
17. 
    Федеральный закон «Об основах охраны труда в Российской Федерации», от 17.07.1999 №181 – ФЗ.
    
18. 
    СанПин 2.2.2/2.4.1340-03. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы «Гигиенические требования к ПЭВМ и организации работы».
    
19. 
    ГОСТ 12.1.038-82 ССБТ. Электробезопасность.
    
20. 
    СНиП 21-01-97. Пожарная безопасность зданий и сооружений.