Слайд 3ЗАДАЧИ ПРЕДДИПЛОМНОЙ ПРАКТИКИ
Провести расчёт и проанализировать процесс протекания запроектной аварии с учётом
![ЗАДАЧИ ПРЕДДИПЛОМНОЙ ПРАКТИКИ Провести расчёт и проанализировать процесс протекания запроектной аварии с](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-2.jpg)
функций безопасности регулятора снижения и ограничения мощности и ускоренное снижение мощности реактора.
Осуществить расчёт мощности остаточного тепловыделения.
Выполнить расчёт ТВЭЛа с максимальной тепловой нагрузкой.
Сравнить полученные расчёты с анализом запроектной аварии согласно ПООБ.
Слайд 4КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА
ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС-2
Характеристики проекта ЛАЭС-2 основаны на техническом задании на АЭС 2006.
Блок
![КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС-2 Характеристики проекта ЛАЭС-2 основаны на техническом задании на](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-3.jpg)
состоит из:
реакторная установка В-491 с водо-водяным энергетическим реактором с водой под давлением и четырьмя горизонтальными парогенераторами типа ПГВ-1000МКП
турбина К-1200-6,8/50 электрической мощностью 1160 МВт с числом оборотов 3000 об/с
генератором переменного тока ТЗВ-1200-2УЗ
Тепловая схема - двухконтурная
Слайд 5КОНСТРУКЦИЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА
ПГВ-1000МКП
СОСТОИТ ИЗ:
1.КОРПУС
2.ПУЧОК ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ
3.КОЛЛЕКТОР 1 КОНТУРА
4.КОЛЛЕКТОР ПОДВОДА ПВ
5.КОЛЛЕКТОР ПОДВОДА ПВ В
![КОНСТРУКЦИЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА ПГВ-1000МКП СОСТОИТ ИЗ: 1.КОРПУС 2.ПУЧОК ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ 3.КОЛЛЕКТОР 1 КОНТУРА](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-4.jpg)
АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ
6.ВЕРХНИЙ ДЫРЧАТЫЙ ЛИСТ
7.ПОГРУЖНОЙ ДЫРЧАТЫЙ ЛИСТ
8. ПОДАЧА ХИМРЕАГЕНТОВ
9.ОТВОД ПАРА
Слайд 6КОНСРУКЦИЯ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА
СОСТОИТ ИЗ:
1.ПАРОГЕНЕРАТОР
2.ПОДЪЁМНЫЙ ПАРОПРОВОД
3.БАКИ ЗАПАСА ВОДЫ
4.ТЕПЛООБМЕННИКИ СПОТ
5.ОПУСКНОЙ ТРУБОПРОВОД
6.ПУСКОВЫЕ КЛАПАНЫ
![КОНСРУКЦИЯ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА СОСТОИТ ИЗ: 1.ПАРОГЕНЕРАТОР 2.ПОДЪЁМНЫЙ ПАРОПРОВОД 3.БАКИ ЗАПАСА](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-5.jpg)
Слайд 7ЗАВИСИМОСТЬ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА ПРИХОДЯЩЕЙСЯ НА 1 ПГ ОТ ВРЕМЕНИ
![ЗАВИСИМОСТЬ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА ПРИХОДЯЩЕЙСЯ НА 1 ПГ ОТ ВРЕМЕНИ](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-6.jpg)
Слайд 8РАСХОД ПАРА ПРИ РАБОТЕ РЕГУЛЯТОРА СНИЖЕНИЯ И ОГРАНИЧЕНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА (РОМ) ОТ
![РАСХОД ПАРА ПРИ РАБОТЕ РЕГУЛЯТОРА СНИЖЕНИЯ И ОГРАНИЧЕНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА (РОМ) ОТ ВРЕМЕНИ](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-7.jpg)
ВРЕМЕНИ
Слайд 9ТЕПЛОВАЯ МОЩНОСТЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВРЕМЕНИ
![ТЕПЛОВАЯ МОЩНОСТЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВРЕМЕНИ](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-8.jpg)
Слайд 10СРАВНЕНИЕ
ПРОЕКТНЫХ И РАСЧЁТНЫХ
ДАННЫХ
![СРАВНЕНИЕ ПРОЕКТНЫХ И РАСЧЁТНЫХ ДАННЫХ](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-9.jpg)
Слайд 11ВЫВОДЫ
1. Представлен теплогидравлический анализ запроектной аварии, связанной с полным прекращением подачи питательной
![ВЫВОДЫ 1. Представлен теплогидравлический анализ запроектной аварии, связанной с полным прекращением подачи](/_ipx/f_webp&q_80&fit_contain&s_1440x1080/imagesDir/jpg/1141917/slide-10.jpg)
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