Описание АЭС с ВВЭР-1000

Вид работы: Дипломная работа | Предмет работы: Технология и экономика | Количество листов: 56

Со дня введения в эксплуатацию первой АЭС в г. Обнинске, Земля взошла на путь использования энергии атома в мирных целях. Пусть мощность этой АЭС была невелика – 5 МВт, ее потенциал и экономические показатели, обгоняли многие крупные КЭС и ТЭЦ, работающие на ископаемых органических ресурсах. Вслед за Советским союзом, были пущены станции во многих зарубежных странах, таких как США, Великобритания и др. Первая АЭС, работающая с помощью реактора АМ-1, несла больше экспериментальный характер, чем выработка энергии. С того дня было создано множество АЭУ отличающиеся по принципу работы и по оснастке. Перед инженерами, на тот момент, стояла задача по минимизации затрат на разработку, производство и монтаж, поэтому были созданы серийные реакторы. На данный момент в нашей стране по большей части используют 2 типа серийных реакторов: - Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) – корпусная АЭУ с водой под давлением. - Реактор большой мощности канальный (РБМК) – Водографитовая АЭУ.

Оглавление
Введение 7
1. Описание АЭС с ВВЭР-1000 9
1.1. Сведения о станции 9
1.2. Устройство АЭС и принцип работы 10
1.3. Общие сведения ВВЭР-1000 12
1.4. Система I контура 14
1.5. Система II контура 17
1.6 АЭС с ВВЭР-1000 как объект управления 20
2. Архитектура АСУ ТП 23
3. Система контроля 26
4. Регуляторы АЭС с ВВЭР-1000 27
4.1 АСР уровня воды в ПГ 27
4.2. АСР тепловой нагрузки 28
5. Расчет регулятора тепловой нагрузки 31
5.1. Синтез структурной схемы регулирования, формулировка критериев качества 31
5.3. Расчет системы во внутреннем контуре 36
5.4. Расчет системы во внешнем контуре 42
5.5 Переходные характеристики в системе регулирования тепловой нагрузки АЭС с ВВЭР-1000 45
6. Описание электрической схемы регулятора тепловой нагрузки 46
7. Инструкция по охране труда для работы на ПЭВМ 47
7.1. Общие требования безопасности 47
7.2. Требования безопасности перед началом работы 52
7.3. Требования безопасности во время работы 53
7.4. Требования безопасности в аварийных ситуациях 54
7.5. Требования безопасности по окончании работы. 55
8.Технико-экономическое обоснование проекта 56
8.1. Вводная часть 56
8.2. Экономический расчет 56
8.2.1. Определение КПД реактора 58
8.2.2. Годовое потребление ядерного топлива 59
8.2.3. Окупаемость 59

ПОМОЩЬ С НАУЧНОЙ РАБОТОЙ

Подготовим для Вас работу по стандартам Вузов

Готовая работа с высокой уникальностью по минимальной цене

Срок выполнения от 2 часов

Антиплагиат более 70%

Быстрый заказ работы