Отчет по дипломной практике.. 1 Описание основного базового объекта 3

• Название: 1 Описание основного базового объекта 3
• Анкор: Отчет по дипломной практике
• Дата: 06.01.2022
• Размер: 24.06 Kb.
• Имя файла: Отчет по дипломной практике..docx
• Тип: Документы; #324798
• страница: 1 из 3

Содержание
1 Описание основного базового объекта 3

2 Планирование капиталовложений в ядерную часть энергоблока ВВЭР 6

3 Определение годового расхода ядерного горючего 6

4 Оценка стоимости ядерного горючего 7

5 Годовые эксплуатационные издержки 7

6 Оценка прибыли и рентабельности АЭС 10

• 
  Описание основного базового объекта.
  

Основным оборудованием АЭС являются: реакторы, парогенераторы, турбины, генераторы и трансформаторы. Агрегаты, выпускаемые в нашей стране, стандартизованы по соответствующим показателям: мощности, параметрам РТ и ТН, производительности пара, напряжению и т.д. При выборе оборудования предпочтение отдается стандартным агрегатам, однако на выбор оборудования существенно влияет и тепловая схема электростанции.

Реактор предназначен для выработки тепловой энергии за счет самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии. Реактор водо-водяной, корпусного типа, гетерогенный, на тепловых нейтронах с водой под давлением. Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд, внутри которого размещается а.з. и внутрикорпусные устройства.

Таблица 1 – Технические характеристики реактора.

Номинальная тепловая мощность, МВт	3200
Номинальная электрическая мощность, МВт	1200
Давление в 1-м контуре, МПа	7
Давление во 2-м контуре, МПа	16,2
Кол-во циркуляционных петель, шт	4
Температура теплоносителя в реакторе: на входе, °С на выходе, °С	298,2 328,9
Расход теплоносителя через реактор, м 3⁄ч	86000
Кол-во ТВС в а.з., шт	163
Кол-во ТВЭЛов в ТВС	312
Среднее обогащение топлива, %	4,71 ÷ 4,85
Высота а.з., м	3,73

ГЦНА предназначен для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре и отвода тепла от а.з. реактора. ГЦНА имеет дополнительную функцию обеспечения циркуляции теплоносителя на выбеге при различных

авариях с обесточиванием, что позволяет осуществлять плавный выход на режим естественной циркуляции.

Таблица 2 – Технические характеристики ГЦНА-1391

Подача, м 3⁄ч	21500
Напор, МПа	0,610 ± 0,025
Температура ТН, °С	298,2
Давление на всасывании, МПа	16,2
Частота вращения, об⁄мин	1000/750
Организованные протечки запирающей воды не более, м 3⁄ч	1,2

Парогенератор предназначен для выработки насыщенного пара с давлением выше атмосферного за счет теплоты ТН, поступающего из ядерного реактора.

Парогенератор представляет собой теплообменный аппарат, в котором тепловая энергия передается от ТН к РТ второго контура через поверхность теплообмена. Производство пара начинается с подогрева поступающей в парогенератор воды до температуры насыщения и заканчивается перегревом выработанного пара до заданной температуры.

Таблица 3 – Технические характеристики парогенератора ПГВ-1000МКП

Тепловая мощность, МВт	802,4
Число парогенераторов на 1 реактор, шт	4
Паропроизводительность, т⁄ч	1602
Давление генерируемого пара, МПа	7,0
Давление теплоносителя на входе в парогенератор, МПа	16,2
Влажность пара на выходе из парогенератора, %	0,2
Расход теплоносителя на 1 парогенератор, м 3⁄ч	21500
Скорость теплоносителя в трубках, м⁄с	4,6
Средняя длина теплообменных труб, м	11,1
Диаметр теплообменных труб, мм	16х1,5
Число теплообменных труб, шт	10978
Поверхность нагрева, м 2	6105
Внутренний диаметр, м	4,2
Длина корпуса, м	13,82

Турбина предназначена для преобразования кинетической энергии РТ в механическую энергию вращения ротора турбины. Струя рабочего тела воздействует на лопатки, закрепленные по окружности ротора, и приводит их в движение.

Таблица 4 – Технические характеристики турбины К-1200-6,8-50 ЛМЗ

Электрическая мощность, МВт	1170
Номинальный расход свежего пара, т⁄ч	6464,3
Номинальные параметры свежего пара: Давление, МПа Температура, °С Влажность, %	6,8 283,8 0,5
Давление в конденсаторе, кПа	4,9
Давление пара в деаэраторе, МПа	8,1
Температура питательной воды, °С	230
Теплофикационная нагрузка, МВт	300

• 
  Планирование капиталовложений в ядерную часть энергоблока
  

ВВЭР.

По имеющимся данным для двухблочной АЭС с реактором ВВЭР-1200 общие капитальные вложения (по ценам на 2014 год) составят:

^{(2 бл. ) = 215 млрд. руб.,}

Расчеты производим на 1 блок АЭС, поэтому:
Удельные капиталовложения в блок АЭС:

тыс.руб/кВт = 1280 дол/кВт

(курс доллара ЦБ РФ на декабрь 2015 г. 1 долл. = 70 руб.) Стоимость на 1 блока АЭС ВВЭР-1000:

К¹⁰⁰⁰ = 105 млрд. руб..

бл

Удельные капиталовложения в блок АЭС:

тыс. руб^{⁄кВт = 1500 дол⁄кВт .}

(курс доллара ЦБ РФ на декабрь 2015 г. 1 долл. = 74 руб.)

• 
  Определение годового расхода ядерного горючего.
  

Годовой расход ядерного горючего:
^где 𝑄_р – тепловая мощность реактора, МВт; 𝐾_у = ℎ_у<sup>⁄8670 – коэффициент

использования установленной мощности АЭС;</sup> ℎ_у – число часов установленной мощности (для АЭС принимается равным 6000 ÷ 7000 часов^{⁄год); 𝐵̅ – средняя глубина выгорания ядерного горючего (для АЭС с ВВЭР-1000 принимается равным 40000 МВт ∙ сут⁄т, для АЭС с ВВЭР-1200 принимается равным 50000 ÷ 70000 МВт ∙ сут⁄т).}

Для АЭС с ВВЭР-1000:
Для АЭС с ВВЭР-1200:

•