НИР 5 семестр / НИР Долгов Р ТФ-12-20

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования

«Национальный исследовательский университет «МЭИ»

Направление подготовки: 14.03.01 Ядерная энергетика и теплофизика

ОТЧЕТ по практике

Наименование практики: Производственная практика: научно-исследовательская работа

СТУДЕНТ

Группа ТФ-12-20

(номер учебной группы)

ПРОМЕЖУТОЧНАЯ АТТЕСТАЦИЯ ПО ПРАКТИКЕ

(отлично, хорошо, удовлетворительно, неудовлетворительно, зачтено, не зачтено)

2.1Реактор ВВЭР-440.

2.2Парогенератор ПГВ-213.

2.3Общее описание турбины К-220-44-3.

2.4Общее описание электрогенератора ТВВ-220-2А.

3.1Радиационная безопасность.

3.2Сокращение жидких радиоактивных отходов.

3.3Повышение безопасности.

3.4Продление срока эксплуатации АЭС.

2

Введение.

Атомная энергетика – получение электрической энергии с использованием ядерных реакторов, на которых улавливается тепловая энергия радиоактивного распада ядерного «топлива» является перспективнейшим направлением в современной энергетике. На момент конца 2022 года на территории Российской Федерации действуют одиннадцать АЭС, а также одна плавучая атомная теплоэлектро станция (ПАТЭС) “Академик Ломоносов”. Их суммарная мощность составляет 29.5 ГВт, что составляет 20.11 % от всей выработанной энергии.

Рис. 0. Соотношение различных типов АС.

В рамках НИР были посещены предприятия атомной отрасли: первая в мире АЭС в городе Обнинск, а также Электрогорский научный исследовательский центр атомной безопасности (ЭНИЦ).

Во время экскурсии по Обниской АЭС была изучена история возникновения атомной энергии: история получения энергии “мирного атома”, строительство в полной конспирации, первые испытания и недоработки. Мы посетили кабинет дозиметристов, БЩУ, а также реакторный зал. Первая в мире АЭС обладала очень слабым по современным меркам реактором АМ-1, чья мощность составляла всего 5 МВт. Также нами была изучена биография “отца” атомной энергетики РФ Игоря Курчатова.

3

Рис. 1. Реакторный зал Обнинской АЭС.

В “ЭНИЦ” нами был изучен процесс моделирования тепловых процессов, происходящих в атомных реакторах на установках, схожих с исследуемым реактором в меньшем масштабе.

АО “ЭНИЦ” располагает возможностями для испытаний различных типов теплообменников, использующих в качестве теплоносителя вод и водяной пар. В АО “ЭНИЦ” имеется возможность проведения испытаний аппаратуры, приборов, устройств и оборудования системы управления технологическими процессами, как атомных станций, так и других промышленных объектов, на стойкость, прочность и устойчивость к внешним воздействующим факторам.

4

Рис. 2. Стендовая установка ЭНИЦ.

Глава 1. Общая информация об Кольской АЭС.

1.1 Расположение.

Кольская АЭС — первая атомная станция, построенная в суровых климатических условиях Заполярья и самая северная АЭС в Европе, находящаяся в 12 км от города Полярные Зори Мурманской области. От столицы региона расположена в 170 км.

Пуск первого энергоблока Кольской АЭС состоялся 29 июня 1973 года. Cтанция состоит из четырёх энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 и турбинами К-220-44-3 Харьковского турбинного завода и генераторами ТВВ-220-2АУ3 производства санктпетербургского завода Электросила. Тепловая мощность АЭС составляет 5500 МВт, что соответствует уровню установленной электрической мощности 1760 МВт. В настоящее время, за счёт повышения производительности блоков № 3, 4 до 475 МВт, мощность

5

станции составляет 1840 МВт. Кольская АЭС построена по одному проекту с финской АЭС Ловииса, которая является самой чистой АЭС в Европе.

Рис. 3. Кольская АЭС.

1.2 Состав и общее устройство.

Производство электроэнергии на Кольской АЭС обеспечивают четыре энергоблока с реакторами типа ВВЭР мощностью 440 МВт каждый.

Таблица 1.1 - Информация об энергоблоках КолАЭС

6

1.3 История.

История строительства Кольской АЭС началась в 1960-е гг., когда бурное развитие промышленности региона – производство никеля, меди, слюды и железного концентрата

– требовало дополнительных энергетических ресурсов. Система снабжения электричеством на таких отдаленных от центральной России территориях, как правило, замкнутая, никак не связанная с другими электроэнергетическими комплексами. Кольский полуостров не имел других источников электроэнергии, кроме гидроресурсов, которые были задействованы уже практически полностью.

В результате атомная станция оказалась практически единственным возможным мощным источником электроэнергии для региона. Её строительство предусматривали директивы XXIV съезда КПСС.

Рис. 4. Строительство КолАЭС.

Напряженная и слаженная работа всего коллектива строителей, монтажников наладчиков и эксплуатационников увенчалась успехом. 29 июня 1973 года состоялся пуск первого энергоблока Кольской атомной электростанции. В год своего пуска станция выработала 1 миллиард кВт/ч электроэнергии. При этом строительство энергоблоков стремительными темпами продолжалось: 8 декабря 1974 г. пущен второй энергоблок, 24 марта 1981 г. - третий и 11 октября 1984 г. - четвертый.

1.4 Будущее станции.

7

В июне 2021 стало известно, что Росатом принял решение о строительстве двух новых блоков на Кольской АЭС. Начало строительства запланировано на 2028 год, ввод в

эксплуатацию на 2034. Предполагается построить два реактора нового типа ВВЭР-600. На 2021 год проект находится на этапе подготовки к разработке.

С 2017 года была начата модернизация первого энергоблока. Полностью заменена система аварийного охлаждения активной зоны. Смонтированы 3 канала САОЗ высокого и низкого давления (как на современных блоках ВВЭР-1000). Проведен отжиг корпуса реактора с целью сделать его металл более пластичным и для снятия напряжений, вызванных нейтронным охрупчиванием (операция выполнялась 2 раза). Заменены циркуляционные насосы. Модернизирована система управления и регулирования турбин. Блок доведён до пост-фукусимских требований.

Рис. 5. Машинный зал КолАЭС.

Глава 2. Характеристики основного оборудования.

2.1 Общие характеристики и принцип работы реактора ВВЭР-440.

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире.

ВВЭР был разработан в СССР одновременно с реактором РБМК и обязан своим

8

происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ “Гидропресс” приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров.

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введён в эксплуатацию в 1964 году на

первом энергоблоке Нововоронежской АЭС.

Рис. 6. Устройство реактора ВВЭР.

9

1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб; 5 - шахта; 6 - активная зона; 7 - топливные сборки и регулирующие стержни.

Таблица 2.1 - Технические характеристики ВВЭР-440.

Активная зона ВВЭР-440 набрана из 349 шестигранных кассет, часть которых

используется как рабочие органы СУЗ. Внутри кожуха кассеты смонтировано по треугольной решётке 126 стержневых ТВЭЛов диаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЭЛа (спечённая двуокись урана с обогащением 3,5 %), диаметром 7,5 мм заключён в оболочку толщиной 0,6 мм. Материал кожуха кассеты и оболочки ТВЭЛа — цирконий, легированный ниобием (1 %).

ВВЭР-440 работает в режиме 4—6 частичных перегрузок кассет за кампанию,

длящуюся примерно 3—6 лет. Через каждые 280—290 сут в ВВЭР-440 заменяется 1/4— 1/6 часть кассет. Сначала кассеты удаляют из центральной области активной зоны, а на их место переставляют кассеты с периферии активной зоны. Освобождённые места на периферии активной зоны заполняют свежими кассетами. Перегрузка кассет производится под защитным слоем воды толщиной 5 м, ослабляющим дозу излучения в реакторном зале ниже предельно допустимой.

10