Здесь можно найти учебные материалы, которые помогут вам в написании курсовых работ, дипломов, контрольных работ и рефератов. Так же вы мажете самостоятельно повысить уникальность своей работы для прохождения проверки на плагиат всего за несколько минут.
Предлагаем нашим посетителям воспользоваться бесплатным программным обеспечением «StudentHelp», которое позволит вам всего за несколько минут, выполнить повышение оригинальности любого файла в формате MS Word. После такого повышения оригинальности, ваша работа легко пройдете проверку в системах антиплагиат вуз, antiplagiat.ru, РУКОНТЕКСТ, etxt.ru. Программа «StudentHelp» работает по уникальной технологии так, что на внешний вид, файл с повышенной оригинальностью не отличается от исходного.
Работа № 111415
Наименование:
Отчет по практике производственной в Нововоронежском учебно-тренировочном центре АТОМТЕХЭНЕРГО
Информация:
Тип работы: Отчет по практике.
Предмет: Машиностроение.
Добавлен: 14.02.2018.
Год: 2017.
Страниц: 87.
Уникальность по antiplagiat.ru: 62. *
Описание (план):
Автономная некоммерческая образовательная организация высшего образования «Международный институт компьютерных технологий»
Энергетический факультет
Кафедра атомных электрических станций
Отчет по производственной практике в Нововоронежском учебно-тренировочном центре "АТОМТЕХЭНЕРГО"
Выполнил: студент группы АСПо-131
Воронеж 2017 Содержание
Введение……….………..4 Общие сведения о НВ АЭС………5 Принципиальная технологическая схема энергоблока.………..8 Основное оборудование энергоблока………..11 Организация безопасности на АЭС………...12 Контроль доз облучения персонала ……….………...21 Реакторная установка В-392М………..………...24 Конструкция ВВЭР-1200………..………25 Активная зона………25 Корпус реактора……..………..29 Внутрикорпусные устройства реактора………..31 ГЦНА-1391……….31 Парогенератор………32 Системы защиты первого контура от превышения давления………...34 Основное оборудование системы компенсации давления………35 Функционирование системы КД………..37 Турбоагрегат. Система турбоагрегата……….38 Система смазки турбины и ТГ……….44 Система гидроподъема и ВПУ……….45 Система основного конденсата………45 Система вакуумирования главных конденсаторов..………..47 Система уплотнений турбины………..48 Система дренажей турбины………..48 Система ПНД……….49 Система ПВД……….49 Система маслоснабжения регулирования турбины………...50 Система подачи конденсата на управление клапанами КОС………...51 Система сепарации и промперегрева………..52 Система байпаса турбины………53 Система впрысков основного конденсата………..54 Система шариковой очистки и фильтра очистки………...54 Система водяного охлаждения ротора и сердечника статора генератора...57 Система водяного охлаждения статора и нажимных колец………..59 Назначение, характеристика и краткое описание оборудования системы регенерации высокого давления 1 LAD (индивидуальное задание)………60 Функционирование системы регенерации высокого давления………69 БДЗУ, описание и устройство конструкции………...70 Технологические ограничения эксплуатации систем ПВД………...71 Приложение..……….74 Заключение……….87 Список литературы………88
ВВЕДЕНИЕ Целями практики являются углубление и закрепление теоретической подготовки студентов и приобретение практических навыков и компетенций в сфере профессиональной деятельности. Основная база проведения производственной практики - Новоронежский учебно-тренировочный центр «Атомтехэнерго». Задачи практики: • Изучение организации производственного процесса эксплуатации оборудования и технологических систем в цехах АЭС; • Изучение производственно-хозяй твенной деятельности предприятия - базы практики, технологических процессов, основного и вспомогательного оборудования, аппаратуры, вычислительной техники, контрольно-измерител ных приборов и инструментов, современных материалов, сборки и контроля изделий, новой техники, применяемой на предприятии; • Изучение вопросов организации управления АЭС; • Ознакомление с технико-экономически и показателями АЭС; • Изучение правил технической эксплуатации оборудования; • Приобретение знаний правил техники безопасности при эксплуатации, монтаже и ремонте оборудования; • Накопление практического опыта ведения самостоятельной инженерной работы. В результате прохождения практики обучающийся должен проверить и закрепить компетенции, приобретенные им при изучении дисциплин, предшествующих данной практике. Учебные занятия проводились с использованием технических средств обучения (ТСО), компьютерных обучающих систем (КОС), функционального аналитического тренажера (ФАТ УТП АЭС), полномасштабного тренажера (ПМТ УТП АЭС). Самостоятельная работа реализовалась с использованием научно-технической литературы и руководств по эксплуатации систем реакторного и турбинного цехов. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О НВ АЭС Среди огромного многообразия разработанных типов реакторов для АЭС важное место занимают водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Преимущественное использование водо-водяных реакторов в ядерной энергетике объясняется рядом причин. К ним, прежде всего, следует отнести то, что вода оказалась наиболее подходящим материалом для ядерных реакторов в качестве замедлителя и теплоносителя. Надо учесть при этом, что она не дефицитна и весьма доступна, издавна используется в различных отраслях техники и поэтому её свойства хорошо изучены. Как замедлитель вода имеет наивысшую замедляющую способность, поэтому водо-водяные реакторы компактны, обладают сравнительно высоким энерговыделением с единицы объема активной зоны. Использование воды одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя позволило создать реакторы, сравнительно простые по устройству. Появляется возможность применения одноконтурной схемы с подачей пара теплоносителя в силовую установку. ВВЭР обладают высокой устойчивостью и саморегулируемостью благодаря отрицательному коэффициенту реактивности. Наведенная активность воды обусловлена короткоживущими нуклидами, что несколько упрощает биологическую защиту и доступ к оборудованию первого контура. Вода как теплоноситель эффективно отводит тепло. Несмотря на указанные преимущества воды использование её в ядерных реакторах сопряжено и с рядом трудностей. Сравнительно высокое поглощение нейтронов водой отрицательно сказывается на балансе нейтронов в активной зоне и предопределяет применение только обогащенного урана, вследствие чего коэффициент воспроизводства в водо-водяных реакторах сравнительно невысок. Сильное замедление нейтронов в воде может привести к большим локальным неравномерностям распределения энерговыделения. Поэтому при конструировании водо-водяных реакторов необходимо предусмотреть равномерное распределение воды в активной зоне. Для получения приемлемой температуры необходимо высокое давление. В связи с ограничением температурного уровня для установок с реакторами типа ВВЭР характерен цикл с насыщенным паром. Удельный тепловой поток при использовании водного теплоносителя ограничен критическими тепловыми нагрузками. Все это необходимо учитывать при сооружении водо-водяных реакторов. Нововоронежская АЭС – это одно из старейших предприятий атомной энергетики РФ и крупнейший производитель электрической энергии Воронежской области. Расположена на расстоянии 3,5 км от города Нововоронеж. Является филиалом АО «Концерн Росэнергоатом». Она обеспечивает около 85% потребности Воронежской области в электрической энергии, до 90 % – потребности г. Нововоронежа в тепле. Нововоронежская АЭС снабжает энергией свыше 20-ти крупных предприятий и 2,3 млн жителей Центрально-Черноземн го региона. С пуском 30 сентября 1964 г. энергоблока № 1 НВ АЭС начался отсчет в истории становления промышленной атомной энергетики не только России, но и ряда стран Восточной и Центральной Европы. Это первая АЭС России с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Всего на нововоронежской площадке построено и введено в эксплуатацию 6 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР. Каждый из ныне действующих энергоблоков является головным – прототипом серийных энергетических реакторов водо-водяного типа: ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Станция сооружена в три очереди: первая – энергоблоки № 1 (ВВЭР-210 – в 1964 г.), № 2 (ВВЭР-365 – в 1969 г.), вторая – энергоблоки № 3 и № 4 (ВВЭР-440 – в 1971 и 1972 гг.), третья – энергоблок № 5 (ВВЭР-1000 – в 1980 г.). В 1984 г. из эксплуатации после 20-летней работы был выведен энергоблок № 1, а в 1990 г. – энергоблок № 2, в 2016 г. – энергоблок №3. В настоящее время в эксплуатации находятся три энергоблока. С 1995 г. Нововоронежская АЭС осуществляет поэтапную модернизацию энергоблоков для приведения их в соответствие с современными стандартами безопасности. На энергоблоках № 3 и №4 впервые в Европе был выполнен уникальный комплекс работ по продлению их сроков эксплуатации на 15 лет (до 2016 и 2017 г. соответственно), получены соответствующие лицензии Ростехнадзора. Продление срока эксплуатации реакторов типа ВВЭР-1000 – стало новой задачей для работников Нововоронежской АЭС. В 2003 – 2007 годах был проведен комплекс работ с целью оценки технической возможности, безопасности и экономической целесообразности продления срока эксплуатации энергоблока. В результате было установлено, что незаменяемое оборудование блока обладает остаточным ресурсом и может эксплуатироваться. В 2010 году приступили к реализации инвестиционного проекта «Продление срока эксплуатации энергоблока №5». 18 сентября 2011 г. после масштабной модернизации, испытания вновь смонтированных систем и оборудования, первый в России блок-миллионник с реактором ВВЭР снова введен в эксплуатацию. Был выполнен беспрецедентный объем основных работ, в результате энергоблок № 5 Нововоронежской АЭС полностью соответствует современным российским стандартам безопасности и рекомендациям МАГАТЭ и относится к третьему, самому современному поколению, а дополнительный срок его эксплуатации увеличился на 25-30 лет. С 2007 года на площадке НВ АЭС ведется сооружение двух энергоблоков - №6 и №7 нового поколления «3+» с реакторной установкой ВВЭР-1200. 27 февраля 2017 г. энергоблок №6 НВ АЭС был введен в промышленную эксплуатацию.
ПРИНЦИПИАЛЬНАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА ЭНЕРГОБЛОКА В приложении 1 представлена принципиальная технологическая схема энергоблока с реакторной установкой В-392М, на которой указано основное оборудование реакторной установки, приведены принципиальные схемы систем первого и второго контура, систем электроснабжения собственных нужд нормальной эксплуатации и систем безопасности. Первый контур - радиоактивный. Он состоит из: реактора, четырех главных циркуляционных петель, четырех главных циркуляционных насосов, греющих частей четырех парогенераторов и одного парового компенсатора давления. Второй контур - нерадиоактивный. Он состоит из: паропроизводительной части парогенераторов, паропроводов свежего пара, одного турбоагрегата, включающего в себя турбоустановку и турбогенератор, конденсатных насосов, системы регенеративных подогревателей низкого давления, системы основного конденсата, деаэраторов, системы питательной воды, включая питательные насосы, и системы регенеративных подогревателей высокого давления. В реакторном отделении топливо хранится в бассейне выдержки в стеллажах уплотненного хранения топлива с шагом размещения ТВС - 300 мм по треугольной решетке. Емкость бассейна выдержки рассчитана исходя из обеспечения: - не менее десяти лет и возможность выгрузки в бассейн всех сборок активной зоны реактора на любой момент эксплуатации; - размещения ТВС аварийной выгрузки активной зоны реактора; - размещения герметичных пеналов для дефектных ТВС в количестве 15 % от числа ТВС активной зоны. Топливо в бассейне выдержки хранится под защитным слоем воды, имеющей концентрацию борной кислоты, равную 16…20 г/дм3 . В активной зоне реактора создаются условия, при которых протекает ядерная реакция на тепловых нейтронах с выработкой тепловой энергии. Теплоноситель первого контура, проходя через активную зону реактора, нагревается и по главному циркуляционному трубопроводу четырех параллельных циркуляционных петель поступает в трубчатку парогенератора (ПГ), где он отдает свою энергию паропроизводительной части парогенератора, производя пар второго контура. От ПГ теплоноситель по главному циркуляционному трубопроводу возвращается в реактор для повторного нагрева. Циркуляция в петлях осуществляется четырьмя главными циркуляционными насосами (ГЦНА). Колебания давления в первом контуре воспринимаются компенсатором давления. В случае значительных повышений давления первого контура (при нарушениях нормальной эксплуатации) пар из КД через импульсно-предохрани ельные устройства сбрасывается в барботажный бак, который охлаждается промежуточным контуром. Очистка организованных протечек и продувочной воды первого контура от продуктов коррозии конструкционных материалов, радионуклидов и химических примесей производится на ионообменных фильтрах установки СВО-2 Из паропроизводительной части парогенераторов пар по главным паропроводам через стопорно-регулирующи клапана попадает в турбину. Проходя через цилиндр высокого давления и четыре цилиндра низкого давления, пар отдает свою энергию турбине. При этом происходит переход тепловой энергии в энергию вращения ротора турбины. Генератор, ротор которого находится на одном валу с ротором турбины, преобразует механическую энергию вращения ротора в электрическую. Отработанный пар, после прохождения через турбину, попадает в конденсатор, где конденсируется за счет охлаждения циркуляционной водой. Конденсат из конденсатора, пройдя очистку в блочной обессоливающей установке (БОУ), конденсатными насосами через подогреватели низкого давления, подается в деаэратор. При прохождении через ПНД конденсат нагревается за счет пара, поступающего в ПНД из отборов турбины. В деаэраторе происходит деаэрирование и подогрев основного конденсата за счет встречного движения поступающего конденсата и пара из отбора турбины. Из деаэратора пятью электропитательными насосами питательная вода через подогреватели высокого давления подается в парогенераторы. Циркуляционная вода на конденсаторы турбины и охлаждающая вода неответственных потребителей здания турбины подаются по подводящим каналам насосами блочной насосной станции (БНС) от башенных испарительных градирен. После конденсаторов турбины и неответственных потребителей здания турбины вода по сливным железобетонным водоводам поступает в открытый отводящий канал, а по нему к градирням для охлаждения. Электрические системы АЭС состоят из: - системы выработки электроэнергии и ее выдачи в энергосистему; - системы электроснабжения собственных нужд. На энергоблоке предусматриваются следующие системы электроснабжения собственных нужд: - система нормальной эксплуатации (НЭ); - система надежного электроснабжения нормальной эксплуатации (СНЭ НЭ); - система аварийного электроснабжения (САЭ). Внутренними источниками электроснабжения собственных нужд являются турбогенераторы. Система электроснабжения собственных нужд полностью отвечает всем требованиям, предъявляемым к ней со стороны технологических систем и реакторной установки. Выдача напряжения в энергосистему осуществляется на напряжении 500 кВ. Резервные трансформаторы напряжением 220 кВ находятся в постоянной готовности к резервному обеспечению системы собственных нужд блока. В случае отсутствия внешних и внутренних источников электроснабжения питание потребителей системы безопасности предусмотрено от аварийных дизель-генераторов. Система аварийного электроснабжения (САЭ) выполнена двухканальной, с физическим разделением электрооборудования и кабелей каждого канала. Каждый канал САЭ обеспечивает электроснабжение соответствующего канала безопасности в технологической части и части управления систем безопасности. По составу оборудования и мощности каждый канал САЭ способен выполнить возложенную обеспечивающую функцию безопасности. Система надежного электроснабжения собственных нужд нормальной эксплуатации состоит из двух секций 10кВ, которые в нормальном режиме получают питание от двух секций нормальной эксплуатации, а при обесточивании – от общеблочного дизель-генератора. Мощность общеблочного дизель-генератора обеспечивает 100 % нагрузку, необходимую для сохранения работоспособности важного и дорогостоящего оборудования при отсутствии напряжения на рабочих и резервных трансформаторах собственных нужд. Помимо систем, непосредственно участвующих в процессе производства электроэнергии, на схеме изображены системы безопасности, предназначенные для предотвращения проектных аварий или ограничения их последствий.
ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ЭНЕРГОБЛОКА: - водо-водяной реактор В-392М, тепловой мощностью 3200 MBт, работающий на тепловых нейтронах, с ресурсом корпуса 60 лет. В качестве ядерного топлива используется двуокись урана; - 4 парогенератора ПГВ-1000МКП горизонтального типа; Паропроизводительнос ь каждого парогенератора 1600 т/ч сухого насыщенного пара с давлением 6,9 МПа; - турбоустановка К-1200-6,8/50 с одним цилиндром высокого давления и четырьмя цилиндрами низкого давления; - турбогенератор типа Т3В-1200-2А...
Заключение. Во время данной производственной практики мы углубили и закрепили теоретическую подготовку ,а также приобрели практические навыки и компетенции в сфере своей профессиональной деятельности. Все задачи, поставленные на время производственной практики (изучение организации производственного процесса эксплуатации оборудования и технологических систем в цехах АЭС, изучение производственно-хозяй твенной деятельности предприятия - базы практики, технологических процессов, основного и вспомогательного оборудования, аппаратуры, вычислительной техники, контрольно- измерительных приборов и инструментов, современных материалов, сборки и контроля изделий, новой техники, применяемой на предприятии, изучение вопросов организации управления АЭС, ознакомление с технико-экономически и показателями АЭС, изучение правил технической эксплуатации оборудования, приобретение знаний правил техники безопасности при эксплуатации, монтаже и ремонте оборудования, накопление практического опыта ведения самостоятельной инженерной работы) были успешно выполнены.
Список литературы: 1. Маргулова Т.Х. «Атомные электрические станции» - Москва: «Высшая школа», 1984 г. 2. Стерман Л.С., Лавыгин В.М., Тишин С.Г. «Тепловые и атомные электрические станции» - Москва: «Энергоатомиздат», 1995 г. 3. Ганев И.Х. «Физика и расчет реактора». Учебное пособие для вузов – Москва: «Энергоатомиздат», 1992 г. 4. Матвеев Л.В., Рудик А.П. «Почти все о ядерном реакторе»- Москва: «Энергоатомиздат», 1990 г. 5. «Тепловые и атомные электрические станции». Под ред. Григорьева В.А., Зорина В.М. - Москва: «Энергоатомиздат», 1988 г. 6. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979. 7. Паротурбинные установки атомных электростанций. Под редакцией Ю. Ф. Косяка. - М.: Энергия, 1978-312 с., ил. 8. Руководство по эксплуатации 91.2526 РЭ. Подогреватель высокого давления ПВД-К-5(6) 9. Турбина паровая К-1200-6,8/50. Руководство по эксплуатации. «Энергомашэкспорт». 10. Конспект занятий «Системы и оборудование реакторного цеха»
* Примечание. Уникальность работы указана на дату публикации, текущее значение может отличаться от указанного.
