Реактор ВВЭР-1200

ТвГТУ, Машиностроение. Тема проекта ПРОЕКТ РЕАКТОРА ВВЭР-1200. АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС ПРИ ПОЛНОМ ОБЕСТОЧИВАНИИ

Дипломный проект посвящен проектированию реактора ВВЭР-1200 и анализу безопасности АЭС при полном обесточивании.
Проведены теплогидравлический, нейтронно-физический расчет во-до-водяного энергетического реактора электрической мощностью 1200 МВт с анализом безопасности энергоблока при одной из тяжёлых аварий-ных ситуаций, вызванной полным обесточиванием.

СОДЕРЖАНИЕ
Список принятых сокращений 4
Введение 5
1. Безопасность АЭС и современные методы её оценки 6
2. Теплогидравлический расчёт реактора 26
2.1. Исходные данные для расчёта 26
2.2 Определение геометрических характеристик 27
2.3. Коэффициенты неравномерности энерговыделения 31
2.4. Основные теплогидравлические параметра активной зоны 32
2.5. Распределение энерговыделений по высоте активной зоны 35
2.6. Изменение температуры теплоносителя и критической тепловой нагрузки по высоте кассеты 37
2.7. Гидравлический расчёт реактора 39
2.8. Распределение температур по высоте твэла 51
3. Нейтронно-физический расчёт реактора 56
3.1. Нейтронно-физический расчет реактора в горячем неотравленном состоянии 57
3.2. Нейтронно-физический расчет реактора в холодном неотравленном состоянии
3.3. Нейтронно-физический расчет реактора на конец кампании 93
4. Анализ безопасности АЭС при полном обесточивании 109
4.1. Системы задействованные в обеспечении безопасности АЭС при полном обесточивании 109
4.2. Построение дерева отказов для аварий с полным обесточиванием 118
4.3. Построение дерева событий для аварий с полным обесточивание 119
5. Экономическая часть 121
6. Охрана труда 125
Заключение 141
Список используемых источников 142

1.В результате проведения проекта был выполнен теплогидравлический расчет реактора водо-водяного типа на основе многовариантного расчета с изменением средней скорости теплоносителя в активной зоне (W1,2,3=3,5; 4,5; 5,4 м/с) получены необходимые геометрические характеристики активной зоны Наз = 3,13 м; Dаз = 3,13 м.
Также были определены величины удельных тепловых потоков для трёх значений скоростей и построены графики их распределения по высоте. На основании полученных данных были вычислены коэффициенты запаса. Так же был построен график изменения температуры теплоносителя по высоте активной зоны. Затем был проведен гидравлический расчет реактора по трем выбранным средним скоростям теплоносителя.
Были определены основные параметры, влияющие на надёжность работы активной зоны: nзап min= 4,8 ; =327 0С; Ттmax= 1835 0С. Все эти параметры полностью соответствуют критериям надёжной работы активной зоны.

2. Выполнен многовариантный нейтронно-физический расчет активной зоны реактора для 3-х значений обогащения по U235 Х123 = 3%, 4%, 5%. В результате расчёта получили: = 0,2357; = 0,2507;
= 0,2518; = 0,2802; = 0,3017; = 0,3103;
= -0,1348; = 0,0424; = 0,0883. Было определено необходимое обогащение по U235 для выработки электроэнергии в течении времени работы реактора , оно составляет – 3,75%.

3.Выполнен анализ безопасности АЭС на основе построения дерева отказов и дерева событий которые отражают возможные пути развития аварий с потерей всех источников питания.