Оценка тепловой экономичности энергоблока с реактором ВВЭР-1000 и турбиной К-1000-60/1500

Введение 5
1 Описание Калининской АЭС 9
1.1 Общие сведения о станции 9
1.2 Описание главного корпуса 10
1.3 Реакторная установка ВВЭР-1000 13
1.4 Парогенератор ПГВ-1000М 17
1.5 Главный циркуляционный насос ГЦН-195М 20
1.6 Турбоустановка К-1000-60/1500 22
2 Теплогидравлический расчет реактора ВВЭР-1000 28
2.1 Определение геометрических размеров активной зоны 28
2.2 Определение параметров теплоносителя по высоте канала
в расчете на максимально напряженный твэл 31
2.3 Расчет характерных температур топливной композиции
по высоте канала в расчете на максимально напряженный твэл 34
2.4 Отдельные конструктивные характеристики реактора 43
2.5 Гидравлический расчет реактора 45
3 Расчет парогенератора ПГВ-1000М 47
3.1 Тепловой расчет поверхности нагрева 47
3.1.1 Расчет толщины стенок труб теплопередающей поверхности 49
3.1.2 Число труб теплопередающей поверхности 51
3.1.3 Расчет площади теплопередающей поверхности 52
3.2 Конструкционный расчет и расчет на прочность отдельных узлов 58
3.2.1 Расчет внутреннего диаметра корпуса парогенератора 58
3.2.2 Определение конфигурации поперечного сечения пучка теплообменных трубок 64
3.3 Механический расчет парогенератора 66
3.4 Гидравлический расчет парогенератора 69
3.5 Расчет сепарации 73
3.6 Расчет тепловой изоляции парогенератора 75
4 Расчет тепловой схемы паротурбинной установки К-1000-60/1500
на конденсационный режим 77
4.1 Описание тепловой схемы и основные результаты расчета 77
4.2 Рекомендации по повышению тепловой экономичности
турбоустановки К-1000-60/1500 86
Заключение 88
Список использованных источников 90
Приложение А 92
Приложение Б 93
Б.1 Определение давлений пара в отборах турбины 93
Б.2 Построение рабочего процесса расширения пара в турбине
в h,s- диаграмме 95
Б.3 Составление сводной таблицы параметров пара и воды 101
Б.4 Расчет вспомогательных элементов тепловой схемы 103
Б.5 Составление общих уравнений материального баланса 107
Б.6 Составление и решение уравнений материального и теплового
балансов подогревателей регенеративной системы 109
Б.7 Проверка материального баланса рабочего тела в схеме 116
Б.8 Определение расхода пара на турбину и электрической
мощности турбоустановки 117
Приложение В 119

Весь текст будет доступен после покупки

Атомная энергетика является одним из ключевых направлений разви-тия энергетической отрасли России. В современных условиях, когда вопросы экологической безопасности и устойчивого развития становятся все более значимыми, АЭС демонстрируют свою эффективность как надежный источ-ник электроэнергии с минимальным воздействием на окружающую среду.
Разработка и создание энергетически эффективных и безопасных ис-точников энергии является одним из главных приоритетов современного ми-ра. Атомная энергетика, обладая высоким энергетическим потенциалом и минимальным выбросом углекислого газа, является одним из важнейших элементов в системе обеспечения энергетической безопасности.
Одним из наиболее распространенных типов атомных реакторов явля-ется ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор). Этот тип реактора широко применяется во многих странах, включая Россию, Украину, Китай и Иран. Введение в эксплуатацию реакторов ВВЭР-1000 началось еще в 1980-х гг. и с тех пор он захватил значительную долю на мировом рынке атомной энергетики.
Основным преимуществом реактора ВВЭР-1000 является его высокая эффективность в производстве электроэнергии. За счет использования воды в качестве рабочего тела, данный тип реактора обеспечивает высокую степень преобразования тепловой энергии в электроэнергию. Кроме того, благодаря внедрению современных технологий и разработке новых материалов, реак-тор ВВЭР-1000 обладает высоким уровнем безопасности и надежности.
Однако, несмотря на многочисленные преимущества, реактор ВВЭР-1000 также имеет свои недостатки и риски. Например, возможность возник-новения аварийных ситуаций, связанных с нарушением целостности оболоч-ки теплообменников или сбоя системы охлаждения. Именно поэтому вопрос обеспечения безопасности и надежности является одной из главных задач при эксплуатации реакторов ВВЭР-1000.

Весь текст будет доступен после покупки

1 Описание Калининской АЭС
1.1 Общие сведения о станции
Калининская атомная электростанция (КАЭС) – атомная электростан-ция, расположена на севере Тверской области в 120 км от города Тверь. Рас-стояние до Москвы – 260 км, до Санкт-Петербурга – 320 км, ближайшая АЭС к Москве. Площадка АЭС находится на южном берегу озера Удомля и около одноименного города. Общая площадь, занимаемая КАЭС, составляет 287,37 га.
Станция состоит из четырех энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплу-атацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 гг. (таблица 1.1).
Таблица 1.1 – Информация об энергоблоках Калининской АЭС
№
э/б Тип реактора Мощность, МВт Начало стро-ительства Подключение
к сети Планируемое закрытие
чистый брутто
1 ВВЭР-1000/338 950 1000т 01.02.1977 09.05.1984 2029
2 ВВЭР-1000/338 950 1000 01.02.1982 03.12.1987 2031
3 ВВЭР-1000/320 950 1000 01.01.1985 08.11.2005 2034
4 ВВЭР-1000/320 950 1000 01.08.1986 22.11.2011 2041
Калининская атомная электростанция входит в Объединенную энерге-тическую систему Центра. Выдача производимой электроэнергии осуществ-ляется в восемь регионов страны по сетям ОАО «ФСК ЕЭС» через:
– ПС «Опытная» – 750 кВ (через нее – на Московское энергетическое кольцо);
– ПС «Белозерская» – 750 кВ;
– ПС «Ленинградская» – 750 кВ;
– ПС «Владимирская» – 750 кВ;
– ПС «Грибово» – 750 кВ;
– ПС «Новая» – 330 кВ.
Помимо выдачи электроэнергии КАЭС осуществляет высоковольтный транзит, обеспечивая переток электроэнергии из энергоизбыточных районов в энергодефицитные.

Весь текст будет доступен после покупки

1. Компоновочные решения главного корпуса Калининской АЭС с ре-актором ВВЭР-1000, 2011
2. Калининская АЭС. Установка реакторная ВВЭР-1000. Пояснитель-ная записка. Описание проектных и конструкторских решений: Проект / ОКБ «Гидропресс», 2011.
3. Калининская АЭС. Предварительный отчет по обоснованию без-опасности. Реактор: Проект / ФГУП «СПбАЭП», 2011.
4. Лукасевич Б.И., Трунов Н.Б., Драгунов Ю.Г., Давиденко С.Е. Паро-генераторы реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций. – М.: ИКЦ «Академкнига», 2004.
5. Паспорт. Главный циркуляционный насосный агрегат ГЦН-195М.
Калининская АЭС.
6. Технические условия. Турбина паровая К-1000-60/1500 филиал
АО «Силовые машины» «Ленинградский Металлический Завод» в Санкт-Петербурге. 2011 – 104 с.
7. Александров А.А. Таблицы теплофизических свойств воды и водя-ного пара/А.А. Александров. Б.А. Григорьев. – М: Издательский дом МЭИ, 2006.
8. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для ву-зов. – 2-е изд. Перераб. и доп. – М: Энергоатомиздат, 1990. – 352с.: ил.
9. Рассохин, Николай Георгиевич. Парогенераторные установки атом-ных электростанций: учебник / Н. Г. Рассохин. – 4-е изд., перераб. и доп. – Екатеринбург: АТП, 2015.
10. Кириллов П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам: (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) / П. Л. Кириллов, Ю. С. Юрьев, В. П. Бобков. – 2-е изд., испр. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 360 с.

Весь текст будет доступен после покупки