Детальная информация

Данная работа посвящена расчету тепловой схемы АЭС с энергоблоком 4 поколения ВВЭР-СКД 1200 МВт и теплогидравлическому расчету реактора ВВЭР с сверхкритическим давлением теплоносителя. Задачи, которые решались в ходе выполнения работы: 1. Проектирование и расчет параметров тепловой схемы АЭС с реактором ВВЭР-СКД на основании референтного энергоблока с турбиной К-1200-240. 2. Обоснование надежности ТВЭЛ от плавления 3. Анализ полученных результатов Работа проводилась на научной базе ФГУП “НИТИ”, где собиралась информация о технологии проектирования, экспериментальных характеристиках АЗ ВВЭР СКД. Предоставлялся доступ к научной базе и литературе предприятия. Расчет проводился с использованием программного обеспечения Microsoft Excel и Mathcad. В результате работы спроектирована тепловая схема энергоблока АЭС с ВВЭР-СКД, произведен расчет параметров тепловой схемы и оценка КПД энергоблока. Произведен расчет температуры стенки ТВЭЛ, центра топливной таблетки для самой энергонапряженной ТВС, а также теплоносителя на подъемном и опускном участке двухходовой активной зоны реактора, сделаны вывода о надежности и безопасности спроектированного реактора. Произведен гидравлический расчет для определения потерь давления в АЗ, и произведено сравнение полученных результатов с потерями в ВВЭР-1200.

This work is dedicated to the calculation of the thermal scheme of a nuclear power plant (NPP) with a 4th generation VVER-SKD 1200 MW reactor and the thermo-hydraulic calculation of the VVER reactor with supercritical coolant pressure. The research set the following goals: 1. Designing and calculating the parameters of the thermal scheme of a nuclear power plant (NPP) with a VVER-SKD reactor based on a reference power unit with a K-1200-240 turbine. 2. Justification of the reliability of the fuel rod element against melting. 3. Analysis of the obtained results. The work was carried out at the scientific base of the Federal State Unitary Enterprise "NITI," where information on the design technology and experimental characteristics of the VVER SKD core was gathered. Access to the scientific database and literature of the enterprise was provided. The calculations were performed using Microsoft Excel and Mathcad software. As a result of the work, the thermal scheme of the NPP power unit with VVER-SKD was designed, the parameters of the thermal scheme were calculated and the efficiency of the power unit was estimated. The calculation of the temperature of the fuel rod cladding, the center of the fuel pellet for the most power-intensive fuel assembly, as well as the coolant temperature in the ascending and descending sections of the two-pass active zone of the reactor, has been performed. Conclusions have been drawn regarding the reliability and safety of the designed reactor. A hydraulic calculation was performed to determine the pressure losses in the core, and a comparison was made between the obtained results and the losses in the VVER-1200.