Слайд 2Цель квалификационной работы
Проанализировать процесс протекания запроектной аварии, связанной с полным прекращением подачи
![Цель квалификационной работы Проанализировать процесс протекания запроектной аварии, связанной с полным прекращением](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1091575/slide-1.jpg)
питательной воды применительно к реакторной установке ВВЭР-1200
Слайд 3Задачи
Провести расчет и проанализировать процесс протекания запроектной аварии с учетом функций безопасности
![Задачи Провести расчет и проанализировать процесс протекания запроектной аварии с учетом функций](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1091575/slide-2.jpg)
РОМ и УПЗ;
осуществить расчет мощности остаточного тепловыделения;
выполнить расчет ТВЭЛа с максимальной тепловой нагрузкой;
сравнить анализ ЗПА согласно ПООБ с собственными расчетами.
Слайд 4Конструкция СПОТ ПГ
1 – парогенератор;
2- подъемный паропровод;
3 - бак запаса
![Конструкция СПОТ ПГ 1 – парогенератор; 2- подъемный паропровод; 3 - бак](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1091575/slide-3.jpg)
воды;
4- теплообменники СПОТ;
5 – опускной трубопровод;
6 – пусковые клапаны.
Слайд 6Зависимость уровня в парогенераторе от времени работы
![Зависимость уровня в парогенераторе от времени работы](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1091575/slide-5.jpg)
Слайд 7Тепловая мощность ядерного реактора
![Тепловая мощность ядерного реактора](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1091575/slide-6.jpg)
Слайд 9Температура в центре топливного сердечника
![Температура в центре топливного сердечника](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1091575/slide-8.jpg)
Слайд 10Заключение
В результате дипломной работы были достигнуты следующие задачи:
1. Представлен теплогидравлический анализ запроектной аварии,
![Заключение В результате дипломной работы были достигнуты следующие задачи: 1. Представлен теплогидравлический](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1091575/slide-9.jpg)
связанной с полным прекращением подачи питательной воды применительно к реакторной установке В-1200.
2. Выполнен расчетный анализ, который показал, что защитные автоматические действия систем безопасности переводят реакторную установку в безопасное состояние. Приемочные критерии, характеризующие безопасность РУ в рассмотренном режиме, выполняются.
3. Анализ результатов расчета показывает, что в течение рассмотренного периода протекания аварии активная зона остается заполненной водой. Непревышение максимального проектного предела повреждения твэлов обеспечивается, приемочный критерий выполняется.