Рецензія

на дипломну роботу студента „ОНПУ”,

спеціальності „ Атомна енергетика”

Гричанюка Д.О.

У дипломній роботі розглядається «Система підживлення-продувки реакторної установки на потужності. Розрив трубопроводу системи ТК» з детальним аналізом характеристик теплоносія та генеруючого пару при течі системи ТК умовним діаметром 100 мм.

Робота містить у собі пояснювальну записку на 51 сторінку, графічний і ілюстративний матеріал на 6 аркушах.

Дана тема є важливою, оскільки в даний час безпека АЕС є однією із головних умов процвітання енергетики, надійного виробництва електроенергії та профілактики радіофобії.

Пояснювальна записка містить розглянуте питання розриву трубопроводу системи продувки-підживлення РУ та графіки, які моделюють зміну характеристик робочого тіла та подальші заходи усунення аварії чи виведення реактору у «холодний стан» .

Також у записці приведені розділи по охороні праці.

Пояснювальна записка містить усі ті розділи, що зазначені в завданні на роботу.

Якість виконання креслень відмінне, дотримуються усі вимоги, пропоновані ГОСТами графічної документації.

До переваг данної роботи можна віднести актуальність покращення безпеки АЕС тому, що до аварійних ситуацій потрібно бути підготовленим та передбачувати подальший її хід, для безпечного її подолання. До чого і заохочує дана робота.

Упевнена, що Гричанюк Д.О. проявив якісні знання в області систем реакторного відділення, успішно оволодів методологією моделювання течі теплоносія із системи ТК та успішними шляхами усунення цієї проблеми. Показав вміння працювати зі спеціальною літературою і успішно виконав дипломний проект.

Дипломний проект справляє чудове враження і заслуговує на оцінку “відмінно”, а його авторові можна присвоїти кваліфікацію: “фахівець атомної енергетики”.

Дипломний керівник Комарова Я.О.

АНОТАЦІЯ

У данній дипломній роботі розглянуте питання ремонтопридатність РУ і її основні показники, дослідження технології проведення ремонту ВБ на АЕС,аналіз можливих неісправностей і випадкових поломок ВБ,модернізації вузлів ущільнення верхнього блоку реактора ВВЕР-1000.

АННОТАЦИЯ

В данной дипломной работе рассмотрен вопрос ремонтопригодность РУ и ее основные показатели, исследования технологии проведения ремонта ВБ на АЭС, анализ возможных неисправностей и случайных поломок ВБ, модернизации узлов уплотнения верхнего блока реактора ВВЭР-1000.

Зміст

Перелік скорочень 7

1.Вступ 9

2. Аналіз конструкційних характеристик і ремонтопридатності верхнього блоку реактора ввер-1000.

2.1 Основні технічні характеристики

реактора ВВЕР-1000. 82

2.2 Порівняльний аналіз технічних характеристик

верхніх блоків реакторів ВВЕР - 440 і ВВЕР - 1000

в процесі вдосконалення. 84

2.3 Дослідження технології проведення ремонту ВБ на АЕС. 96

2.4 Аналіз можливих несправностей і випадків поломок ВБ. 105

2.5 Ремонтопридатність і її основні показники. 110

2.6 Модернізація вузлів ущільнення верхнього блоку 112

реактора ВВЕР-1000

2.7 Продовження ресурсу експлуатації ущільнювальної 115

поверхні верхнього блоку

2.8. Технічне обслуговування і ремонт верхнього блоку 119

3. ОХОРОНА ПРАЦІ 131

7.1 Забезпечення безпечної роботи персоналу АЕС 132

7.2 Заходи щодо охорони праці 137

7.3 Розрахунок рівня потужності, рівня звукового тиску і необхідного

зниження рівня звукового тиску на персонал БЩУ 141

ВИСНОВОК 156

Список використаної літератури 157

ПЕРЕЛІК СКОРОЧЕНЬ

АкЗ – активна зона

АЗ – аварійний захист (реактора)

АЕС - атомна електрична станція

БВ – басейн витримки (палива реактора)

БЗТ – блок захисних труб

ШРУ-К(А) – швидкореагуючий пристрій – конденсатні (атмосферні)

БЩУ – блоковий щит керування

ВВЕР – водо-водяний енергетичний реактор

ВТ – високий тиск

ВДТ – відеотермінал

ПIКР – провідний інженер по керуванню реактором

ПIКТ – провідний інженер по керуванню турбіною

ВКУ – всередині корпусні пристрої

ВХР – водо - хімічний режим

ДАI МЕБУ – Держатомінспкція Міністерства екологічної безпеки й охорони навколишнього середовища України

ГЦК – головний циркуляційний контур

ГЦН – головний циркуляційний насос

ДГ – дизель – генератор

IЗП – імпульсний запобіжний пристрій

КТ – компенсатор тиску

КВП – контрольно – вимірювальний прилад

ККД – коефіцієнт корисної дії

НВТ – насос високого тиску

ННТ – насос низького тиску

ННС – насос невідповідальних споживачів

ПВТ – підігрівник високого тиску

ПГ – парогенератор

ПНТ – підігрівник низького тиску

РВ – реакторне відділення

РЩК – реакторний щит керування

САОЗ – система аварійного охолодження активної зони

СВО – система водоочищення

СМТЦ – старший машиніст турбінного цеху

СПП – сепаратор пароперегрівник

СКЗ – система керування-захисту

ТАР – теплообмінник аварійного розхолоджування

ТВЕЛ – тепловиділяючий елемент

ТПН – турбопривідний насос

ТЕ – турбінне відділення

ТЕС – теплова електростанція

ХАЕС – Хмельницька атомна електростанція

ЦВТ – циліндр високого тиску (турбіни)

ЦНТ – циліндр низького тиску (турбіни)

ЯПВУ – ядерна паро-виробляюча установка.

ВСТУП

В даний час основними виробниками електроенергії на Україні є теплові й атомні електричні станції (ТЕС і АЕС). І на одних, і на інших нагромадилось безліч проблем. Це викликано як об’єктивними, так і суб’єктивними причинами. На ТЕС відзначається великий знос основного устаткування, а так само в країні немає достатньої кількості органічного палива.

Атомна енергетика в Україні почала свій шлях з 1977 року, коли був введений в експлуатацію перший блок Чорнобильської АЕС. Відповідно до планів розвитку атомної енергетики в колишньому Радянському Союзі, на території України повинне було бути споруджено 9 АЕС. За період з 1977 року по 1989 рік було введено 16 енергоблоків загальною потужністю 14800 МВт на 5 атомних станціях: Запорізької, Ровенської, Хмельницької, Чорнобильської, Південноукраїнської.

Атомна енергетика, що бурхливо розвивалася до 1986 року, була поставлена в тяжкі умови після аварії на Чорнобильської АЕС. У травні 1987 року було оголошено про зупинку будівництва 2 нових блоків Чорнобильської АЕС. Потім у листопаді під натиском громадськості було анульоване замовлення на Одеську АЕС. У жовтні 1989 року було замінено призначення 2 реакторів Кримської АЕС, готових до введення в експлуатацію. Тепер ці реактори використовуються як тренажери, і ніколи не будуть виробляти електроенергію. У серпні 1990 року Верховна Рада України проголосила мораторій на спорудження і введення в експлуатацію нових атомних енергоблоків. У результаті чого, нові енергоблоки Хмельницької і Запорізької АЕС, пуск яких планувався на 1990 рік, були заморожені до 1995 року. Після скасування Верховною Радою України мораторію стали зважуватися питання по відновленню і реконструкції недобудованих енергоблоків, що простояли більш чотирьох років. За попередніми оцінками готовність блоків до введення в експлуатацію складає більш 90%, унаслідок чого, роком пуску енергоблоків названий 2004 рік, за умови достатнього фінансування. Спорудження і введення

необхідні, насамперед, для компенсації потужностей енергоблоків, що відробили свій ресурс, чи заміни блоків, що не задовольняють нинішнім вимогам безпеки. Пріоритетною задачею на АЕС є забезпечення безпеки діючого енергоблоку з реактором ВВЕР-1000. Одним зі шляхів підвищення безпеки й ефективності роботи діючих блоків є модернізація й удосконалення працюючого устаткування.

У даній дипломній роботі буде розглянуте питання аналізу конструкційних характеристик і ремонтопридатності верхнього блоку реактора ВВЕР-1000.