Часть аэс: Часть АЭС, 10 (десять) букв

SPbPU EL — Электрическая часть АЭС с реакторами ВВЭР-1000 мощностью 4*1000 МВт: бакалаврская работа: 13.03.02


 





















Title:

Электрическая часть АЭС с реакторами ВВЭР-1000 мощностью 4*1000 МВт: бакалаврская работа: 13.03.02

Creators:

Цуркан Константин Викторович

Scientific adviser:

Васильева Ольга Алексеевна

Organization:

Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт энергетики и транспортных систем

Imprint:

Санкт-Петербург, 2016

Collection:

Выпускные квалификационные работы;
Общая коллекция

Subjects:

АЭС;
электрическая часть;
проектирование;
ВВЭР-1000;
NPP;
electrical part;
design project;
VVER-1000

Document type:

Bachelor graduation qualification work

File type:

PDF

Language:

Russian

Level of education:

Bachelor

Speciality code (FGOS):

13. 03.02

Speciality group (FGOS):

130000 — Электро- и теплоэнергетика

DOI:

10.18720/SPBPU/2/v16-3213

Rights:

Доступ по паролю из сети Интернет (чтение, печать, копирование)

Record key:

RU\SPSTU\edoc\35904


Allowed Actions:



Action ‘Read’ will be available if you login or access site from another network


Action ‘Download’ will be available if you login or access site from another network


Group:
Anonymous


Network: Internet


Annotation


В работе выполнено проектирование электрической части атомной электростанции. Выбрана оптимальная структурная схема и основное электрооборудование. Рассчитаны токи короткого замыкания. Выбраны электрические аппараты и проводники. Разработана главная схема электрических соединений и схема собственных нужд.


The purpose of this project was to design an electrical equipment of the Nuclear Power Plant. The work touches upon the schematic diagrams design and the main electrical equipment selection, overcurrent protection calculation, electrical apparatus and wires specification. The author makes an estimation of the High-voltage switchgear to provide the reliability of electric power generation. Finally, the research gives the main electrical connection and auxiliary system load schemes.


Document access rights









Network


User group


Action


ILC SPbPU Local Network


All


External organizations N2


All


External organizations N1


All


Internet


Authorized users SPbPU


Internet


Authorized users (not from SPbPU, N2)


Internet


Authorized users (not from SPbPU, N1)


Internet


Anonymous

Usage statistics

ЭБ СПбПУ — Электрическая часть АЭС с реакторами ВВЭР-440 мощностью 8*220 МВт: бакалаврская работа: 13.

03.02


 





















Название:

Электрическая часть АЭС с реакторами ВВЭР-440 мощностью 8*220 МВт: бакалаврская работа: 13.03.02

Авторы:

Шиян Иван Владимирович

Научный руководитель:

Васильева Ольга Алексеевна

Организация:

Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого. Институт энергетики и транспортных систем

Выходные сведения:

Санкт-Петербург, 2016

Коллекция:

Выпускные квалификационные работы;
Общая коллекция

Тематика:

электрическая часть АЭС;
ВВЭР-440;
расчет токов короткого замыкания;
выбор оборудования;
the electrical part of the NPP;
VVER-440;
calculation of short circuit currents;
equipment selection

Тип документа:

Выпускная квалификационная работа бакалавра

Тип файла:

PDF

Язык:

Русский

Уровень высшего образования:

Бакалавриат

Код специальности ФГОС:

13. 03.02

Группа специальностей ФГОС:

130000 — Электро- и теплоэнергетика

DOI:

10.18720/SPBPU/2/v16-3214

Права доступа:

Доступ по паролю из сети Интернет (чтение, печать, копирование)

Ключ записи:

RU\SPSTU\edoc\35907


Разрешенные действия:



Действие ‘Прочитать’ будет доступно, если вы выполните вход в систему или будете работать с сайтом на компьютере в другой сети


Действие ‘Загрузить’ будет доступно, если вы выполните вход в систему или будете работать с сайтом на компьютере в другой сети


Группа:
Анонимные пользователи


Сеть: Интернет


Аннотация


В работе выполнено проектирование электрической части атомной электростанции. Выбрана оптимальная структурная схема и основное электрооборудование. Рассчитаны токи короткого замыкания. Выбраны электрические аппараты и проводники. Разработана главная схема электрических соединений и схема собственных нужд.


The purpose of this project was to design an electrical equipment of the Nuclear Power Plant. The work touches upon the schematic diagrams design and the main electrical equipment selection, overcurrent protection calculation, electrical apparatus and wires specification. The author makes an estimation of the High-voltage switchgear to provide the reliability of electric power generation. Finally, the research gives the main electrical connection and auxiliary system load schemes.


Права на использование объекта хранения









Место доступа


Группа пользователей


Действие


Локальная сеть ИБК СПбПУ


Все


Внешние организации №2


Все


Внешние организации №1


Все


Интернет


Авторизованные пользователи СПбПУ


Интернет


Авторизованные пользователи (не СПбПУ, №2)


Интернет


Авторизованные пользователи (не СПбПУ, №1)


Интернет


Анонимные пользователи

Оглавление

  • Пояснительная записка Шиян И. В..pdf (p.1-66)
  • ШИЯН _Glavnaya_skhema_AES_VVER_440-Model.pdf (p.67)
  • 2007_-_2_Razrez_500_kV-Model.pdf (p.68)

Статистика использования

Из каких компонентов состоит атомная электростанция?

Подробно — 19 декабря 2014 г.

Вот рисунок с элементами атомной электростанции наиболее распространенного типа с водо-водяным реактором (PWR):

Компоненты атомной электростанции

Охлаждение вода берется из реки, водохранилища или моря и используется для сжижения водяного пара в конденсаторе

Компонент первичного контура охлаждения, в котором ступени жидкости и пара уравновешены в условиях насыщения, чтобы контролировать давление .

Стальной корпус, в котором находится ядерный реактор, основной компонент атомной электростанции, на которой производится цепной реактор деления. Его ядро ​​состоит из топливных элементов.

Материал, в котором происходят реакции деления. Наиболее распространенным материалом является обогащенный оксид урана. Он используется одновременно как источник энергии и нейтронов для поддержания цепной реакции. Он представлен в твердом состоянии в виде цилиндрических гранул, заключенных в металлические стержни высотой около 4 метров.

Это элементы управления реактором, действующие как поглотители нейтронов. Их изготавливают из карбида индия-кадмия или бора, что позволяет постоянно контролировать нейтронную популяцию и реактивность реактора, делая ее критической во время работы и подкритической во время остановок.

Тепловые пригородные поезда, в которых охлаждающая вода из первичного цикла, циркулирующая внутри перевернутых U-образных труб, отдает свою энергию воде вторичного контура и превращает ее в водяной пар.

Здание, в котором находится система охлаждения реактора, а также несколько вспомогательных систем. Он действует как экран при нормальной работе и предотвращает утечку загрязняющих веществ наружу. Наряду с другими системами защиты она несет функциональную ответственность за предотвращение выброса продуктов деления в атмосферу в случае аварии.

Устройство, получающее водяной пар от парогенераторов, энергия которых с помощью лопастей преобразуется в механическую мощность вращения. Существуют различные секции для расширения пара. Его ось прочно прикреплена к оси генератора.

Устройство, производящее электричество путем преобразования механической энергии вращения турбины в энергию средней мощности и высокой интенсивности.

Устройство, повышающее напряжение электроэнергии, вырабатываемой генератором переменного тока, с целью минимизации потерь при ее транспортировке к пунктам потребления.

Вода, взятая из реки, водохранилища или моря и используемая для сжижения водяного пара в конденсаторе. Его можно сразу вернуть в исходное состояние (открытый цикл) или повторно использовать через градирню (замкнутый цикл).

Устройство, позволяющее отдавать в атмосферу, выступающую в роли очага холода, части остаточного тепла, образующегося при выработке электроэнергии. Он используется для охлаждения воды, циркулирующей внутри конденсатора, и является частью вспомогательного контура охлаждения установки.

Пригородный теплогенератор, состоящий из набора труб, по которым циркулирует охлаждающая вода. Водяной пар, поступающий внутрь конденсатора от турбины, сжижается. Это преобразование создает вакуум, улучшающий производительность турбины.

Более подробно

Вас также может заинтересовать…

С вашего согласия мы используем файлы cookie или аналогичные технологии для хранения, доступа и обработки персональных данных, таких как ваше посещение этого веб-сайта. Вы можете отозвать свое согласие или возразить против обработки данных на основании законных интересов в любое время, нажав «Настроить файлы cookie» или в нашей Политике использования файлов cookie на этом веб-сайте. Настройка файлов cookieAccept

7.4: Генерация электроэнергии с помощью Fission

  1. Последнее обновление
  2. Сохранить как PDF
  • Идентификатор страницы
    95560
    • Элизабет Гордон
    • Университет Фурмана

    Как работает ядерный реактор

    Электроэнергия может быть получена различными способами


    Видео \(\PageIndex{1}\): Объяснение ядерной энергии: риск или возможность. Все, что рядом со словом «ядерный», обычно вызывает недопонимание. Будем надеяться, что это видео демистифицирует процесс превращения ядерного топлива в электричество и то, как мы можем использовать его в сочетании с возобновляемыми источниками энергии для сокращения выбросов парниковых газов, а также воздействия на климат, связанного с их высоким уровнем.

    Компоненты реактора

    Цепные реакции расщепляющихся материалов можно контролировать и поддерживать без взрыва в ядерном реакторе. Любой ядерный реактор, производящий энергию за счет деления урана (U-235) или плутония (Pu-239) путем бомбардировки нейтронами, должен иметь как минимум пять компонентов: ядерное топливо, состоящее из делящегося материала, ядерный замедлитель, теплоноситель реактора, регулирующие стержни. , и система щита/сдерживания.

    Рисунок \(\PageIndex{1}\): Ядерный реактор Энди Браннинга.

    Реактор работает путем разделения делящегося ядерного материала таким образом, что критическая масса не может образоваться, контролируя как поток, так и поглощение нейтронов, чтобы позволить остановить реакции деления. В ядерном реакторе, используемом для производства электроэнергии, энергия, высвобождаемая в результате реакций деления, улавливается в виде тепловой энергии и используется для кипячения воды и производства пара. Пар используется для вращения турбины, которая приводит в действие генератор для производства электроэнергии.

    Рисунок \(\PageIndex{2}\): Легководный ядерный реактор деления для производства электроэнергии. ТВЭЛы изготовлены из коррозионностойкого сплава, в который заключено частично обогащенное урановое топливо; управляемое деление 235 Уран в топливе производит тепло. Вода окружает топливные стержни и снижает кинетическую энергию нейтронов, замедляя их, чтобы увеличить вероятность того, что они вызовут деление. Стержни управления, которые содержат такие элементы, как бор, кадмий или гафний, которые очень эффективно поглощают нейтроны, используются для контроля скорости реакции деления. Теплообменник используется для кипячения воды во вторичной системе охлаждения, создавая пар для привода турбины и производства электроэнергии. Крупная гиперболическая градирня, которая является наиболее заметной частью объекта, конденсирует пар во вторичном контуре охлаждения; он часто находится на некотором расстоянии от реального реактора. (CC BY-NC-SA 3.0; анонимно)

    Ядерное топливо

    Встречающийся в природе уран почти полностью состоит из двух изотопов урана. Он содержит более \(99\%\) урана-238 и менее \(1\%\) урана-235. Это уран-235. Однако это делящихся (будет делиться). Для использования урана в качестве топлива в ядерном реакторе процентное содержание урана-235 должно быть увеличено, обычно примерно до \(3\%\). (Уран, в котором содержание \(\ce{U}\)-235 превышает \(1\%\), называется обогащенным ураном .) Обогащенный газ UF 6 собирают, охлаждают до затвердевания, а затем направляют на завод по изготовлению, где из него изготавливают топливные сборки. Каждая топливная сборка состоит из топливных стержней, содержащих множество топливных таблеток из обогащенного урана (обычно UO 2 ) размером с наперсток в керамической оболочке. Современные ядерные реакторы могут содержать до 10 миллионов топливных таблеток. Количество энергии в каждой из этих гранул равно количеству энергии почти в тонне угля или 150 галлонах нефти. Как только запас \(\ce{U}\)-235 получен, он помещается в серию длинных цилиндрических трубок, называемых топливными стержнями. Эти топливные баллоны комплектуются вместе стержни управления изготовлены из материала, поглощающего нейтроны. Количество \(\ce{U}\)-235 во всех вместе взятых твэлах достаточно для протекания цепной реакции, но меньше критической массы.

    Рисунок \(\PageIndex{3}\): Сборка топливных стержней на коммерческих атомных электростанциях США. (Авторское право; автор через источник)

    Nuclear Moderators

    Нейтроны, образующиеся в результате ядерных реакций, движутся слишком быстро, чтобы вызвать деление (Рисунок \(\PageIndex{4}\)). Чтобы произошли эффективные столкновения, необходимо использовать замедлитель для замедления скорости нейтронов. Замедлители могут состоять из многих различных типов химических веществ. В первых экспериментальных ядерных реакторах в качестве замедлителя использовался графит (или углерод) высокой чистоты. Сегодня во многих странах в качестве замедлителей используется легкая вода (LW). Также известный как H 2 O, это вещество должно быть в большом количестве. Большинство LW-реакторов строятся вблизи озер или других источников пресной воды. В зависимости от типа топлива страна выберет соответствующий замедлитель для определения выходной мощности. Другие типы замедлителей, которые используются сегодня, включают тяжелую воду (HW, D 2 O), диоксид углерода, бериллий или графит.

    Рисунок \(\PageIndex{4}\): Реактор Magnox используется Россией и Великобританией. (CC BY-SA 3.0; Эмоскопы через Википедию)

    Reactor Coolants

    Теплоноситель ядерного реактора используется для переноса тепла, произведенного в результате реакции деления, к внешнему котлу и турбине, где оно преобразуется в электричество. Часто используются два перекрывающихся контура охлаждающей жидкости; это противодействует переносу радиоактивности из реактора в первый контур теплоносителя. Все атомные электростанции в США используют легкую воду в качестве теплоносителя. Другие хладагенты включают расплавленный натрий, свинец, смесь свинца и висмута или расплавленные соли.

    Нажмите на видео ниже и посмотрите его с 1-минутной отметки до конца, чтобы узнать о жидкометаллических реакторах-размножителях на быстрых нейтронах.


    Видео\(\PageIndex{1}\): Жидкометаллические реакторы-размножители на быстрых нейтронах (LMFBR)

    1) Укажите форматы символ-масса для изотопов, которые используются в этом конкретном ядерном реакторе.

    2) Что это за разведение реактора?

    3) Перечислите преимущества страны, использующей LFMBR.

    4) Перечислите недостатки страны, использующей LFMBR.

    5) Как вы думаете, Соединенные Штаты используют этот тип реактора в коммерческих целях? Почему или почему нет?

    Стержни управления 94_2He}\]

    Когда сборки регулирующих стержней вставлены в топливный элемент в активной зоне реактора, они поглощают большую часть медленных нейтронов, тем самым замедляя скорость реакции деления и уменьшая вырабатываемую мощность. И наоборот, если стержни управления удалены, поглощается меньше нейтронов, а скорость деления и производство энергии увеличиваются. В аварийной ситуации цепную реакцию можно остановить, полностью вставив все стержни СУЗ в активную зону между топливными стержнями.

    Рисунок \(\PageIndex{5}\): Активная зона ядерного реактора, показанная на (а), содержит сборку топлива и регулирующего стержня, показанную на (б). (кредит: модификация работы Э. Дженерик, glossary.periodni.com/glossar…en=control+rod)

    Система защиты и удержания

    Во время работы ядерный реактор производит нейтроны и другие виды излучения. Даже в выключенном состоянии продукты распада остаются радиоактивными. Кроме того, работающий реактор термически очень горячий, и высокое давление возникает в результате циркуляции через него воды или другого теплоносителя. Таким образом, реактор должен выдерживать высокие температуры и давления и должен защищать обслуживающий персонал от радиации. Реакторы оборудованы системой защитной оболочки (или экраном), состоящей из трех частей:

    1. Корпус реактора, стальная оболочка толщиной 3–20 см, вместе с замедлителем поглощающая большую часть излучения, производимого реактором
    2. Основной щит 1–3 метра из высокоплотного бетона
    3. Персональный щит из более легких материалов, защищающий операторов от гамма- и рентгеновских лучей

    Кроме того, реакторы часто накрывают стальным или бетонным куполом, предназначенным для удержания любых радиоактивных материалов, которые могут быть выброшены в результате аварии на реакторе.


    Опубликовано

    в

    от

    Метки:

    Комментарии

    Добавить комментарий

    Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *