Details

В данной работе выполнено проектирование атомной электростанции мощностью 600 МВт с реакторами типа ВВЭР-600. Произведен и обоснован выбор площадки размещения АЭС, выполнен расчет тепловой схемы энергоблока АЭС, целью которого были основные параметры энергоблока АЭС с ВВЭР, включая давления и температуры генерируемого пара, давления конденсации, оптимальной температуры питательной воды, а также число подогревателей. В ходе расчета тепловой схемы энергоблока АЭС были вычислены расходы и показаны в основных схемах, электрическая мощность и КПД брутто и нетто АЭС. Осуществлен теплогидравлический расчет реактора, целью которого был определение характеристик, необходимых для оценки теплотехнической надежности активной зоны, проведение нейтронно-физического и прочностных расчетов реактора, выбор оборудования первого контура установки. Благодаря ему возможно определить следующие характеристики: расход теплоносителя через реактор; распределение расходов по каналам активной зоны; гидравлические сопротивления различных участков контура циркуляции теплоносителя, степень дросселирования потока теплоносителя в отдельные каналы, соответствующие выбранному принципу формирования активной зоны, теплотехнические параметры теплоносителя; поля температур в ТВЭЛах и элементах конструкции АЗ.

In this work, the design of a 600 MW nuclear power plant with VVER-600 re-actors is carried out. The choice of the NPP site was made and justified, the thermal diagram of the NPP power unit was calculated, the purpose of which was the main parameters of the NPP power unit with VVER, including the pressure and temperature of the generated steam, condensation pressure, optimal feed water temperature, and the number of heaters. In the course of calculating the thermal diagram of the NPP power unit, the costs in the element diagrams, the electrical power and the gross and net effi-ciency of the NPP were calculated. A thermohydraulic calculation of the reactor was carried out, the purpose of which was to determine the characteristics necessary for assessing the thermotechnical reliability of the core, to carry out neutronic and strength calculations of the reactor, and to select the equipment of the first circuit of the instal-lation. Thanks to it, it is possible to determine the following characteristics: the flow rate of the coolant through the reactor; distribution of flow rates along the core chan-nels; hydraulic resistances of different sections of the coolant circulation circuit, the degree of throttling of the coolant flow into separate channels corresponding to the selected principle of the core formation, thermal engineering parameters of the coolant; temperature fields in fuel rods and core structural elements.