Ćwiczenie Temat ćwiczenia:
nr 23
Symulacja pracy elektrowni jądrowej PWR
Nr zespołu: Wydział, rok, grupa: Data:
Nazwisko i imię: Ocena
Teoria Wykonanie ćwiczenia Końcowa z ćwiczenia
1. Joanna
Krakowiak
2. Magdalena
Papka
Elementy układu:
Stanowisko komputerowe z zainstalowanym symulatorem PCTran
I. Cel ćwiczenia:
Celem ćwiczenia była symulacja pracy elektrowni jądrowej PWR.
II. Wyniki pomiarów:
Część I. Zapoznanie się z symulatorem.
Tabela 1.
Zmienna Jednostka Wartość
Moc reaktora MW 1803,7
Względna moc reaktora % 100,2
Średnia temperatura czynnika chłodzącego p C 301
Średnia temperatura paliwa p C 789,7
Średnia temperatura koszulek paliwowych p C 320,5
Przepływ czynnika chłodzącego w obiegu  A t/hr 15265
Temperatura chłodzącego na wejściu  obieg  A p C 281,5
Temperatura chłodzącego na wyjściu  obieg  A p C 320,5
Przepływ czynnika chłodzącego w obiegu  B t/hr 15265
Temperatura chłodzącego na wejściu  obieg  B p C 281,5
Temperatura chłodzącego na wyjściu  obieg  B p C 320,5
Poziom wody w generatorze pary  A % 50
Poziom wody w generatorze pary  B % 50
Ciśnienie pary w generatorze pary  A Kg/cm2 55
Ciśnienie pary w generatorze pary  B Kg/cm2 55
Ciśnienie pary w regulatorze ciśnienia Kg/cm2 155
Poziom wody w generatorze ciśnienia % 56,4
Moc grzania w regulatorze ciśnienia kW 12,4
Wypływ pary z generatora pary  A t/hr 1772,2
Wypływ pary z generatora pary  B t/hr 1772,2
Dopływ wody do generatora pary  A t/hr 1772,2
Dopływ wody do generatora pary  B t/hr 1772,2
Im większy strumień pary wodnej wprowadzany do turbiny, tym większa ilość wody, która zostanie
skroplona i skierowana do układu chłodzenia reaktora. Para wodna, która dochodzi do turbiny,
zostaje następnie skroplona w skraplaczu. Jeśli dostarczymy większą ilość pary, większa jej ilość
zostanie zamieniona na wodę, która będzie chłodziła reaktor.
Temperatura wody wychodzącej z reaktora jest znacznie wyższa niż temperatura wody wchodzącej,
ponieważ w trakcie trwania procesu spalania paliwa zwiększa się temperatura w reaktorze, co z kolei
powoduje wzrost temperatury wody wychodzącej. Średnia różnica temperatur wynosi 39 st. C.
Wielkość przepływu czynnika chłodzącego określana jest w jednostce [t/h] i wynosi 15265, natomiast
różnica pomiędzy temperaturami wody wchodzącej a wychodzącej wynosi 39 stopni.
II. Redukcja mocy reaktora o 30% i powrót do pełnej mocy
PWNT  moc strumienia neutronów
QMWT  Całkowita moc termiczna
TAVG  średnia temperatura chłodziwa
THA  temperatura  gorącego obiegu A
TCA  temperatura  chłodnego obiegu A w funkcji czasu
Wykres mocy strumienia neutronów od czasu
120
100
80
60
PWNT
40
20
0
Moc strumienia neutronów [%]
84
169
254
339
424
509
594
679
764
849
934
1019
1104
1189
1274
1359
1444
1529
1614
1699
1784
1869
1954
2039
2124
2209
TIME
Wykres całkowitej mocy termicznej od czasu
2000
1800
1600
1400
1200
1000
QMWT
800
600
400
200
0
Wykres średniej temperatury gorącego obiegu A i temperatury
chłodnego obiegu A od czasu
330
320
310
300
290
THA
TCA
280
270
260
250
Najniższe ciśnienie wody wynosiło ok. 51 [kg/cm3]. Wystąpiło po obniżeniu mocy reaktora do 30
%. Praca reaktora została ustabilizowana. Przy podniesieniu mocy z powrotem do 100 % i pracy
na pełnej mocy nastąpił wzrost ciśnienia do ponad 66 [kg/cm3]. Na symulacji zaobserwowano
włączenie dysz rozpylacza wody w obiegu pierwotnym.
W momencie redukowania mocy zmieniło się wiele czynników. Zarówno temperatura gorącego
jak i zimnego obiegu spadła do blisko 309 st. C. Zmieniły się również przepływy wody zasilającej
do generatorów pary. W obu przypadkach wartości spadły. Zmieniło się również ciśnienie, które
osiągało w momencie spadku mocy mniejsze wartości.
Całkowita moc termiczna (MW)
88
177
266
355
444
533
622
711
800
889
978
1067
1156
1245
1334
1423
1512
1601
1690
1779
1868
1957
2046
2135
2224
TIME
{st. C]
1
86
171
256
341
426
511
596
681
766
851
936
1021
1106
1191
1276
1361
1446
1531
1616
1701
1786
1871
1956
2041
2126
2211
W momencie przywracania mocy do 100 % wszystkie wymienione powyżej czynniki zaczęły
wzrastać aż do osiągniecia wartości z przed obniżenia mocy. Zmiana poszczególnych parametrów
nie była gwałtowna, natomiast zmieniała się płynnie wraz z upływem czasu pracy elektrowni.
Rys. Moc reaktora 100 %.
Rys. Redukcja mocy reaktora o 30 %.
IV. Wyłączanie reaktora
Wykres zależności mocy strumienia nautronów
od czasu
120
100
80
60
PWNT
40
20
0
Wykres zależności całkowitej mocy termicznej
od czasu
2000
1800
1600
1400
1200
1000
QMWT
800
600
400
200
0
Moc strumienia neutronów [%]
1
278
555
832
1109
1386
1663
1940
2217
2494
2771
3048
3325
3602
3879
4156
4433
4710
4987
5264
5541
5818
6095
6372
6649
6926
Całkowita moc termiczna [MW]
1
278
555
832
1109
1386
1663
1940
2217
2494
2771
3048
3325
3602
3879
4156
4433
4710
4987
5264
5541
5818
6095
6372
6649
6926
Wykres zależności średniej temperatury
chłodziwa od czasu
305
300
295
290
TAVG
285
280
275
Wykres zależności przepływu pary z generatora
A i B w funkcji czasu
2000 2000
1800 1800
1600 1600
1400 1400
1200 1200
1000 1000
WSTA
800 800
WSTB
600 600
400 400
200 200
0 0
-200 -200
Na podstawie powyższych wykresów można stwierdzić, że wraz z upływem czasu spada zarówno moc
strumienia neutronów jak i całkowita moc termiczna. Wartości określające średnią temperaturę
chłodziwa i przepływy pary z generatorów, również dążą do osiągnięcia najniższych wartości. Można
zauważyć, że w każdym przypadku wartości zachowują się podobnie  wykazują podobne spadki na
wykresach.
[st. C]
1
268
535
802
1069
1336
1603
1870
2137
2404
2671
2938
3205
3472
3739
4006
4273
4540
4807
5074
5341
5608
5875
6142
6409
6676
6943
[t/hr]
1
289
577
865
1153
1441
1729
2017
2305
2593
2881
3169
3457
3745
4033
4321
4609
4897
5185
5473
5761
6049
6337
6625
6913
Rys. Redukcja mocy do 75 %.
Rys. Redukcja mocy do 50 %.
Rys. Redukcja mocy do 25 %.
Rys. Redukcja mocy do minimum.
V.
Awaryjne wyłączanie reaktora i obserwacja wydzielania ciepła powyłączeniowego
Wykres zależności mocy termicznej rdzenia w
funkcji czasu
120
100
80
60
PWR
40
20
0
Wykres zależności ciśnienia w układzie
chłodzenia od czasu
180
160
140
120
100
80
P
60
40
20
0
[%]
1
76
151
226
301
376
451
526
601
676
751
826
901
976
1051
1126
1201
1276
1351
1426
1501
1576
1651
1726
1801
1876
1951
[kg/cm^2]
1
73
145
217
289
361
433
505
577
649
721
793
865
937
1009
1081
1153
1225
1297
1369
1441
1513
1585
1657
1729
1801
1873
1945
Wykres średniej temperatury chłodziwa w
funkcji czasu
305
300
295
290
285 TAVG
280
275
270
Wykres przepływu czynnika chłodzącego w obiegu A i B w
funkcji czasu
16,4 16,4
16,2 16,2
16 16
15,8 15,8
15,6 15,6
WRCA
15,4 15,4
WRCB
15,2 15,2
15 15
14,8 14,8
14,6 14,6
[st. C]
1
76
151
226
301
376
451
526
601
676
751
826
901
976
1051
1126
1201
1276
1351
1426
1501
1576
1651
1726
1801
1876
1951
[kt/hr]
1
82
163
244
325
406
487
568
649
730
811
892
973
1054
1135
1216
1297
1378
1459
1540
1621
1702
1783
1864
1945
Wykres obciążenia turbiny w funkcji czasu
120
100
80
60
TBLD
40
20
0
Obciążenie turbiny po awaryjnym wyłączeniu reaktora zostało zobrazowane na wykresie powyżej.
Można zaobserwować nagły spadek obciążenia, który nastąpił w chwili wyłączenia reaktora. Wartość
po wyłączeniu utrzymywała się do końca wygaszania reaktora.
Podczas awaryjnego wyłączenia przepływ czynnika chłodzącego gwałtownie wzrósł. Utrzymywał
zwiększone wartości jeszcze przez kilkadziesiąt godzin po czym zaczął stopniowo spadać po
wygaszeniu reaktora. Wartości, które uzyskał na końcu są bardzo zbliżone do wartości przed
awaryjnym wyłączeniem.
Rys. Awaryjne wyłączanie reaktora.
VI. Symulacja przykładowej awarii
[%]
1
73
145
217
289
361
433
505
577
649
721
793
865
937
1009
1081
1153
1225
1297
1369
1441
1513
1585
1657
1729
1801
1873
1945
Wykres mocy strumienia neutronów oraz mocy
termicznej rdzenia w funkcji czasu
120
100
80
60
PWNT
40
20
0
Wykres ciśnienia i średniej temperatury chłodziwa w jednostce czasu
310 180
305 160
300 140
295 120
290 100
TAVG
285 80
P
280 60
275 40
270 20
265 0
[%]
1
45
89
133
177
221
265
309
353
397
441
485
529
573
617
661
705
749
793
837
881
925
969
1013
1057
1101
1145
[st. C]
1
47
93
139
185
231
277
323
369
415
461
507
553
599
645
691
737
783
829
875
921
967
1013
1059
1105
1151
Przepływ pary z generatora A i B w jednostce
czasu
2000
1500
1000
WSTA +WSTB
500
0
-500
Poziom wody w generatorze A i B w jednostce
czasu
14
12
10
8
6
LSGA+LSGB
4
2
0
Po wystąpieniu awarii wszystkie pręty zostały opuszczone i zaczął się proces wygaszania reaktora.
Przyczyną awarii była utrata głównych pomp zasilających. Poziom wody po awaryjnym zrzuceniu
prętów zaczął znacznie spadać. Jeśli woda nie byłaby dostarczana w oczekiwanej ilości, a elektrownia
nie zaprzestałaby swojej pracy, mogłoby dojść do zwiększenia ciśnienia w reaktorze i rozerwania go.
t/hr
1
51
101
151
201
251
301
351
401
451
501
551
601
651
701
751
801
851
901
951
1001
1051
1101
1151
[m]
1
49
97
145
193
241
289
337
385
433
481
529
577
625
673
721
769
817
865
913
961
1009
1057
1105
1153