ЯЭУ АЭС с ВВЕР. Продление срока эксплуатации ЭБ за счет отжига корпуса ядерного реактора (ID:175664)

10 ЗАКЛЮЧЕНИЕ В соответствии с заданием на дипломное проектирование разработана энер¬гоустановка блока АЭС с электрической мощностью генератора 950 МВт. Разра¬ботанная ЯЭУ предназначена в качестве дополнительного блока Южноукраинской АЭС. Паропроизводящая установка выполнена с водоводяным реактором корпус¬ного типа, с четырьмя петлями в каждой из которых включен ГЦН и парогенератор. ПГ принят с многократной естественной циркуляцией рабочего тела, с неявно выраженной экономайзерной зоной. ПТУ выполнена с паровой турбиной состоящей из одного ЦВД и 4х ЦНД с частотой вращения ротора 3000 об/мин. В установке предусмотрена система реге¬нерации и одноступенчатый перегрев пара. В качестве приводов основных пита¬тельных насосов предусмотрены паровые турбины. Конденсационная установка состоит из двух конденсаторных групп, в свою очередь содержащих по два конденсатора подвального типа. Конденсаторы попарно соединены между собой по охлаждающей воде. В каждой паре конденсаторов охлаждающая вода проходит последовательно двумя параллельными потоками. В качестве прототипа принята ядерная энергетическая установка В-320 с тур¬биной К-1000-60/3000. В результате теплоэнергетического расчета ЯЭУ при принятом давлении в I контуре 160 кгс/см2 получены следующие результаты: тепловая мощность ядер¬ного реактора 3000 МВт, КПД ЯЭУ брутто составляет 0,3068. Разработана схема АСУ ТП энергоблока. Управление энергоустановкой осуществляется с блочного щита управления с помощью автоматизированной системы дистанционного управления. В состав данной АЭУ принят синхронный трехфазный генератор мощно-стью 950 МВт, который вырабатывает электрический ток напряжением 24 кВ и частотой 50 Гц. Характерной особенностью системы энергоснабжения собственных нужд атомной электростанции являются повышенные требования к надежности питания приводов механизмов, обеспечивающих безопасность АЭС. Все потребители соб¬ственных нужд разделены на три группы. В специальной части проекта рассмотрен вопрос продления срока эксплуатации ЭБ АЭС за счет отжига корпуса ядерного реактора, так как на сегодняшний день большинство АЭС Украины практически исчерпало свой эксплуатационный ресурс. Подробно описаны особенности конструкции и химический состав материалов корпусов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Был проведен анализ состояния корпуса реактора, причин охрупчивания материала, а так же рассмотрены модели оценки охрупчивания при различных режимах облучения корпуса реактора и влияние облучения на свойства материала корпуса реактора. Рассмотрена технология осуществления отжига для корпусов ядерных реакторов ВВЭР-440 (РАЭС) и ВВЭР-1000. А так же проанализирована степень восстановления свойств облученного металла после отжига. Был произведен расчета на прочность для 60 лет срока службы реактора энергоблока №1 ОП ЮУАЭС в соответствии с процедурой VERLIFE, версия 2008. Произведен расчет показателей надежности первого контура. Вероятно-стный анализ безопасности АЭУ АЭС для исходного события аварии: Разрыв трубопровода 1 контура большого диаметра. Произведен расчет технико-экономических показателей работы бло¬ка в стационарном режиме. Разработаны основные принципы организации охраны труда и мероприятия по снижению опасных и вредных производственных факторов. В разделе «Гражданская защита» произведена оценка радиационной обстановки и разрушения на объекте в 40 км от проектируемого энергоблока при различных сценариях аварий связанных с землетрясением, ядерным взрывом, взрывом сжиженного газа. Разработаны мероприятия по защите пер¬сонала и служащих этого объекта. ДП выполнен в полном соответствии с заданием. Разработанная ЯЭУ соответст¬вует основным требованиям по проектированию АЭС.