Что такое findslide.org?

FindSlide.org - это сайт презентаций, докладов, шаблонов в формате PowerPoint.


Для правообладателей

Обратная связь

Email: Нажмите что бы посмотреть 

Яндекс.Метрика

Презентация на тему Подача питательной воды в парогенератор при запроектной аварии

Содержание

ПЛАН ОТЧЁТА
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ (МИНОБРНАУКИ)  ПЛАН ОТЧЁТА ЗАДАЧИ ПРЕДДИПЛОМНОЙ ПРАКТИКИПровести расчёт и проанализировать процесс протекания запроектной аварии с учётом КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА  ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС-2Характеристики проекта ЛАЭС-2 основаны на техническом задании на АЭС КОНСТРУКЦИЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА  ПГВ-1000МКПСОСТОИТ ИЗ:1.КОРПУС2.ПУЧОК ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ3.КОЛЛЕКТОР 1 КОНТУРА4.КОЛЛЕКТОР ПОДВОДА ПВ5.КОЛЛЕКТОР ПОДВОДА ПВ КОНСРУКЦИЯ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛАСОСТОИТ ИЗ:1.ПАРОГЕНЕРАТОР2.ПОДЪЁМНЫЙ ПАРОПРОВОД3.БАКИ ЗАПАСА ВОДЫ4.ТЕПЛООБМЕННИКИ СПОТ5.ОПУСКНОЙ ТРУБОПРОВОД6.ПУСКОВЫЕ КЛАПАНЫ ЗАВИСИМОСТЬ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА ПРИХОДЯЩЕЙСЯ НА 1 ПГ ОТ ВРЕМЕНИ РАСХОД ПАРА ПРИ РАБОТЕ РЕГУЛЯТОРА СНИЖЕНИЯ И ОГРАНИЧЕНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА (РОМ) ОТ ВРЕМЕНИ ТЕПЛОВАЯ МОЩНОСТЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВРЕМЕНИ СРАВНЕНИЕ  ПРОЕКТНЫХ И РАСЧЁТНЫХ  ДАННЫХ ВЫВОДЫ1.     Представлен теплогидравлический анализ запроектной аварии, связанной с полным прекращением подачи питательной СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ
Слайды презентации

Слайд 2 ПЛАН ОТЧЁТА

ПЛАН ОТЧЁТА

Слайд 3 ЗАДАЧИ ПРЕДДИПЛОМНОЙ ПРАКТИКИ
Провести расчёт и проанализировать процесс протекания

ЗАДАЧИ ПРЕДДИПЛОМНОЙ ПРАКТИКИПровести расчёт и проанализировать процесс протекания запроектной аварии с

запроектной аварии с учётом 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 4 КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА  ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС-2
Характеристики проекта ЛАЭС-2 основаны на техническом

КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА  ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС-2Характеристики проекта ЛАЭС-2 основаны на техническом задании на

задании на АЭС 2006. 
Блок 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 5 КОНСТРУКЦИЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА  ПГВ-1000МКП
СОСТОИТ ИЗ:
1.КОРПУС
2.ПУЧОК ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ
3.КОЛЛЕКТОР 1 КОНТУРА
4.КОЛЛЕКТОР ПОДВОДА

КОНСТРУКЦИЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА  ПГВ-1000МКПСОСТОИТ ИЗ:1.КОРПУС2.ПУЧОК ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ3.КОЛЛЕКТОР 1 КОНТУРА4.КОЛЛЕКТОР ПОДВОДА ПВ5.КОЛЛЕКТОР ПОДВОДА

ПВ
5.КОЛЛЕКТОР ПОДВОДА ПВ В АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ
6.ВЕРХНИЙ ДЫРЧАТЫЙ ЛИСТ
7.ПОГРУЖНОЙ ДЫРЧАТЫЙ

ЛИСТ
8. ПОДАЧА ХИМРЕАГЕНТОВ
9.ОТВОД ПАРА

Слайд 6 КОНСРУКЦИЯ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА
СОСТОИТ ИЗ:
1.ПАРОГЕНЕРАТОР
2.ПОДЪЁМНЫЙ ПАРОПРОВОД
3.БАКИ ЗАПАСА

КОНСРУКЦИЯ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛАСОСТОИТ ИЗ:1.ПАРОГЕНЕРАТОР2.ПОДЪЁМНЫЙ ПАРОПРОВОД3.БАКИ ЗАПАСА ВОДЫ4.ТЕПЛООБМЕННИКИ СПОТ5.ОПУСКНОЙ ТРУБОПРОВОД6.ПУСКОВЫЕ КЛАПАНЫ

ВОДЫ
4.ТЕПЛООБМЕННИКИ СПОТ
5.ОПУСКНОЙ ТРУБОПРОВОД
6.ПУСКОВЫЕ КЛАПАНЫ


Слайд 7 ЗАВИСИМОСТЬ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА ПРИХОДЯЩЕЙСЯ НА 1 ПГ ОТ

ЗАВИСИМОСТЬ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА ПРИХОДЯЩЕЙСЯ НА 1 ПГ ОТ ВРЕМЕНИ

ВРЕМЕНИ


Слайд 8 РАСХОД ПАРА ПРИ РАБОТЕ РЕГУЛЯТОРА СНИЖЕНИЯ И ОГРАНИЧЕНИЯ

РАСХОД ПАРА ПРИ РАБОТЕ РЕГУЛЯТОРА СНИЖЕНИЯ И ОГРАНИЧЕНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА (РОМ) ОТ ВРЕМЕНИ

МОЩНОСТИ РЕАКТОРА (РОМ) ОТ ВРЕМЕНИ


Слайд 9 ТЕПЛОВАЯ МОЩНОСТЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВРЕМЕНИ

ТЕПЛОВАЯ МОЩНОСТЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВРЕМЕНИ

Слайд 10 СРАВНЕНИЕ ПРОЕКТНЫХ И РАСЧЁТНЫХ ДАННЫХ

СРАВНЕНИЕ ПРОЕКТНЫХ И РАСЧЁТНЫХ ДАННЫХ

Слайд 11 ВЫВОДЫ
1.     Представлен теплогидравлический анализ запроектной аварии, связанной с

ВЫВОДЫ1.     Представлен теплогидравлический анализ запроектной аварии, связанной с полным прекращением подачи

полным прекращением подачи питательной 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


  • Имя файла: podacha-pitatelnoy-vody-v-parogenerator-pri-zaproektnoy-avarii.pptx
  • Количество просмотров: 135
  • Количество скачиваний: 0