Details

Целью данного исследования является проектирование АЭС мощностью 1500 МВт в провинции Кыркларели. В данной работе был разработан проект атомной электростанции (АЭС) с реакторами типа ВВЭР мощностью 1500 МВт. Были проведены исследования и обоснован выбор места для размещения АЭС, а также выполнен расчет тепловой схемы энергоблока станции. Целью данного расчета являлось определение показателей тепловой экономичности и термодинамических параметров, а также расхода рабочего тела через все элементы схемы (турбинные секции, теплообменники, насосы, эжекторы и др.), включая регенеративные и сетевые подогреватели. Также осуществлен теплогидравлический расчет реактора, направленный на определение характеристик, необходимых для оценки теплотехнической надежности активной зоны. В рамках работы выполнены нейтронно-физические и прочностные расчеты реактора и произведен выбор оборудования для первого контура установки. Эти исследования позволили определить следующие характеристики: расход теплоносителя через реактор; распределение потоков по каналам активной зоны; гидравлические сопротивления различных участков циркуляционного контура теплоносителя; степень дросселирования потока теплоносителя в отдельные каналы, соответствующие выбранному принципу формирования активной зоны; теплотехнические параметры теплоносителя; температурные поля в тепловыделяющих элементах и конструктивных элементах активной зоны.

The purpose of this study is to design a 1500 MW nuclear power plant in the province of Kırklareli. In this work, a project of a nuclear power plant (NPP) with VVER-type reactors with a capacity of 1500 MW has been developed. The selection of a site for NPP construction was made and justified, and the thermal scheme of the power unit of the plant was calculated. The main purpose of this calculation was to determine thermal efficiency indicators, as well as thermodynamic parameters and values of working body flows through all elements of the scheme, such as turbine sections, heat exchangers, pumps, ejectors and other components, including regenerative and network heaters. A thermal-hydraulic calculation of the reactor was also performed to determine the characteristics required to assess the thermal reliability of the core. In addition, neutron-physical and strength calculations of the reactor were performed and the selection of equipment for the first circuit of the plant was made. As a result, the following characteristics were determined: coolant flow rate through the reactor, flow distribution through the core channels, hydraulic resistances of different sections of the coolant circulation circuit, the degree of throttling of the coolant flow into individual channels (in accordance with the selected core formation principle), coolant thermal parameters, and temperature fields in fuel elements and core structural elements.