Стоимость: 2690 руб.

Содержание

Перечень сокращений, условных обозначений символов, единиц и терминов

Введение

1. Обоснование проекта

1.1. Выбор основного оборудования

1.1.1. Реактор БН-800

1.1.2. Активная зона

1.1.5. Баки буферные натриевые

1.2. Теплогидравлический расчет

1.2.1. Тепловой расчет

1.2.2. Гидравлический расчет

1.2.3. Прочностной расчет реактора

2. Выбор вспомогательного оборудования

2.1. Система вакуумирования конденсатора

2.1.1. Главные конденсаторы

2.1.2. Подъемные насосы эжекторов

2.2. Система питательной воды

2.2.1. Предвключенный питательный насос

2.2.2. Главный питательный насос

Деаэратор

Заключение

Список использованных источников


Нужна такая же работа?

Оставь заявку и получи бесплатный расчет

Несколько простых шагов

Оставьте бесплатную заявку. Требуется только e-mail, не будет никаких звонков

Получайте предложения от авторов

Выбирете понравившегося автора

Получите готовую работу по электронной почте

Стоимость: 2690 руб.

На странице представлен фрагмент

Реши любую задачу с помощью нейросети.

Перечень сокращений, условных обозначений символов, единиц и терминов
АЗ – активная защита (стержень)
АЗУ – аварийная защитная установка
АЭС – атомная электростанция
АПГН – аэрозольные продукты горения натрия
ББН – бак буферный натриевый
БЗВ – боковая зона воспроизводства
БН – атомный ядерный реактор на быстрых нейтронах (Fastbreederreactor)
БРОУ – быстродействующая редукционно-охладительная установка
ВД – высокого давления
ВПУ – валоповоротное устройство
ВРХ – внутриреакторное хранилище
ГЦН-1 – главный циркуляционный насос
ЖРО – жидкие радиоактивные отходы
ЖРС – жидкие радиоактивные среды
ЗБО – зона большого обогащения
ЗМО – зона малого обогащения
ЗСО – зона среднего обогащение
ИМ – исполнительный механизм
КИП – контрольно-измерительные приборы
КС – компенсирующий стержень
ЛМЗ – ленинградский металлический завод
МОКС – смешанное уран-плутониевое оксидное топливо
МРЗ – максимальное расчетное землетрясение
ОПБ – общие положения обеспечения безопасности
ПАЗ – пассивная защита
ПВД – п.

Введение
В настоящее время мировое сообщество реализует проект замыкания ядерного топливного цикла, и освоение критических и сверхкритических параметров в атомной энергетике, которые позволят разрешить проблему топливного голода.
Главные проблемы атомной энергетики – воспроизводство делящегося топлива, безопасность и связанная с ней стоимость АЭС, утилизация радиоактивных отходов за время существования атомной энергетики не нашли удовлетворительных решений.
Согласно энергетической стратегии РФ до 2020 года и на период до 2050 года представленных Минатомом РФ в материалах к заседанию Правительства Российской Федерации (План заседания Правительства Российской Федерации и его Президиума на 2-й квартал 2000 года, 25 мая 2000 г., п.2) указывается, что необходимо «…создание технологической базы для крупномасштабной атомной энергетики на быстрых реакторах естественной безопасности без ограничений по топливным ресурсам…».

1.1.1. Реактор БН-800
Реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем БН-800 предназначен для получения тепловой энергии с целью последующего преобразования ее в электрическую энергию в составе энергоблока с одновременной наработкой ядерного вторичного топлива.
Процесс передачи тепла, выделяемого в активной зоне, осуществляется от теплоносителя первого контура, циркулирующего внутри реактора, к теплоносителю второго контура, циркулирующего через промежуточные теплообменники.
Реактор имеет интегральную компоновку оборудования первого контура, при которой активная зона и зона воспроизводства с системой организации теплосъема, органы управления реактивностью, ПТО, ГЦН-1, радиационная защита, поворотные пробки, внутриреакторные конструкции, механизм перегрузки, элеваторы загрузки и выгрузки, внутриреакторные устройства временного хранения топлива, подвески ионизационных камер и теплоноситель первого контура размещены внутри корпуса реактора.

1.1.2. Активная зона
Активная зона предназначена для генерирования тепловой энергии за счет управляемой цепной ядерной реакции и передачи энергии от топлива к теплоносителю первого контура. Активная зона реактора БН-800 с таблеточным урановым оксидным топливом, таблеточным МОКС-топливом, виброуплотненным МОКС-топливом и воспроизводящим боковым экраном, расположена в центральной части реактора.
ТВС предназначены для генерирования и отвода тепловой энергии, размещения топлива, воспроизводящего материала (и поглощающего материала в ТВС с таблеточным МОКС-топливом), обеспечения перегрузки, транспортирования и хранения топлива вплоть до его переработки.
Безопасность активной зоны обеспечивается наличием барьеров, разделяющих топливо, продукты деления и теплоноситель при режимах эксплуатации. Такими барьерами являются топливная матрица и оболочка твэл.

1.1.5. Баки буферные натриевые
Бак буферный натриевый предназначен для компенсации температурного расширения натрия при его разогреве в режиме пуска петли, для приема протечек из уплотнений насоса (ГЦН-2), для приема и первичной сепарации газовых продуктов взаимодействия воды (пара) с натрием при разуплотнении теплообменной поверхности в ПГ и последующего их сброса в баки аварийного сброса (БАС) при самопроизвольном разрыве мембран от повышения давления газа.
Бак буферный натриевый представляет собой цилиндрический горизонтальный сосуд внутренним диаметром 2385 мм, габаритной длиной 12000 мм с эллиптическими днищами.
В таблице 6. приведены основные технические характеристики ББН.

1.2. Теплогидравлический расчет
Задание:
Провести теплогидравлический расчет реактора на быстрых нейтронах в соответствии с вариантом задания.
Тип реактора
БН-800
Шаг решетки ТВС, (мм)
98
Зазор между ТВС, (мм)
2-3
Толщина стенки шестигранного чехла, (мм)
2
Число ТВЭЛ и ТВС активной зоны
127
Диаметр ТВЭЛа, (мм)
6,9
Толщина оболочки ТВЭЛа, (мм)
0,4
Относительный шаг
1,17
Наличие вытеснителей
Есть
Теплогидравлический расчет необходим для обоснования проекта ядерной энергетической установки, ее теплотехнической оптимизации и повышения теплотехнической надежности. При теплогидравлическом расчете определяют распределение расхода теплоносителя по ТВС активной зоны реактора, распределение давления по контуру циркуляции, температуры в элементах реактора, а также параметры оборудования первого контура установки.

1.2.1. Тепловой расчет
Таблица 7
Исходные данные
Тип реактора
на быстрых нейтронах
Электрическая мощность, МВт
800
Температура входа Na в АЗ, tвх , 0С
374
Температура выхода Na из АЗ, tвых , 0С
547
Расход теплоносителя через реактор:
,
.
Расход теплоносителя через кассеты активной зоны, 12% которого идет на охлаждение экранов, корпуса и протечки:
Gа.з. = 0,88 (т/ч),
Gа.з. = 0,8853000=167904 (т/ч).
Поверхность нагрева активной зоны:
,
где – число топливных кассет в активной зоне,
,
Площадь поперечного сечения одной ячейки равна:
,
где L – размер кассеты под ключ;  – толщина зазора между кассетами
(мм2).

(м2).
Средний тепловой поток с поверхности твэлов в активной зоне:
,
.
Максимальный тепловой поток с поверхности твэлов:
,
,
где .
Таблица 8
Коэффициенты неравномерности

БН-350
БН-600
БН-800
БН-1600
Коэффициент неравномерности по радиусу

1,30

1,23

1,23

1,21
Коэффициент неравномерности по высоте

1,22

В самых тяжелых условиях работает центральная кассета.

1.2.2. Гидравлический расчет
Исходные данные:
расход натрия через ТВС – GТВС = 18,4 кг/с;
температура входа – tвх = 374 0С;
температура выхода – tвых = 547 0С.
Потеря напора на входе в хвостовик ТВС:
,
– коэффициент сопротивления входа в хвостовик ТВС; ;
– скорость потока, к которой отнесен коэффициент сопротивления, м/с;
,
плотность натрия в зависимости от tвх, кг/м3, при tвх = 3740С,  = 864 кг/м3,
f – площадь сечения, м2.
м2, dхв = 0,05 м,
м/с,
,
кг/м.
Потери напора в трубе хвостовика:
, где l = 0.57 – длина хвостовика, м.
, ,
при Re = 105÷108.
Коэффициент сопротивления трения:
,
,
кг/м.
Потери напора на входе в торцевой экран:
; ,
(м/с).
Коэффициент сопротивления на входе в торцевой канал:
,
=0,25,
,
,
(кг/м).
Потери напора в нижнем торцевом экране:
,
, где – гидравлический диаметр

d0 = 8.74 мм; d1 = 6.9 мм,
мм – смоченный периметр, мм
мм2
,
, если ,
a = 1,2 – коэффициент, учитывающий увеличение коэффициента трения из-за дистанционной проволоки:
,
(кг/м).

1.2.3. Прочностной расчет реактора
Расчет корпуса реактора:
Толщина цилиндрического корпуса:
,мм;
P – давление внутри корпуса, кг/см2;
Dвн – внутренний диаметр корпуса, мм;
доп – допустимое напряжение, м кг/мм2;
– коэффициент прочности, учитывающий ослабление стенки отверстием;
с – поправка на коррозию и технологические отступления;
,
где – поправочный коэффициент,
,
= 50 кг/мм2 – временное сопротивление материала при данной температуре;
= 17 кг/мм2 – предел текучести, ;
– предел длительной прочности;
Вычисляем все три предела и выбираем меньший из трех для подстановки в формулу:
кг/мм2,
кг/мм2,
Dвн = 9690 мм,
мм.
Расчет днища реактора:
Днище реактора эллиптическое, выпуклое.
Минимальная высота выпуклой части днища:
hB = 0,2Dвн.
Толщина стенки эллиптического днища:
мм,
мм,
Принимаем толщину стенки днища = 49 мм.
Проверка:
В реакторе вес теплоносителя достигает значительных величин, поэтому необходимо проверить прочность стенок в поперечном сечении.
.

2.1.1. Главные конденсаторы
Система главных конденсаторов турбины состоит из трех конденсаторов.
Охлаждающая вода подводится к каждому корпусу конденсатора двумя трубопроводами. Отвод охлаждающей воды осуществляется также двумя трубопроводами.
Каждый конденсатор состоит из соединительного патрубка, корпуса, трубной системы, конденсатосборника и водяных камер.
Трубная система состоит из пучков труб, крепящихся к трубным доскам с помощью вальцовки с приваркой, и опирающихся на промежуточные перегородки, установленные в корпусе.
Технические характеристики конденсатора приведена в таблице 13.

2.1.2. Подъемные насосы эжекторов
Подъемные насосы эжекторов предназначены для подачи воды от системы технического водоснабжения РСВ к эжекторам вакуумной системы (основным, циркуляционным и эжектору КПУ). Количество насосов – 4.
Установлены электронасосные агрегаты фирмы «Sigrna» (Чехия).
Насос центробежный, горизонтальный, консольный, одноступенчатый с осевым подводом жидкости и спиральным отводом. Ротор установлен в одном радиальном роликовом подшипнике и в двух подшипниках радиально-осевых с косоугольным касанием, которые воспринимают радиальное и осевое усилие. Вал уплотненный торцевым уплотнением фирмы Burgrnann, с промывкой и охлаждением собственной перекачиваемой средой. Трубопровод промывки и охлаждения соединяет напор насоса с уплотнением
Технические характеристики насоса приведены в таблице 14.

2.2. Система питательной воды
Система питательной воды предназначена для подготовки и подачи питательной воды из деаэратора в парогенераторы.
Система питательной воды должна обеспечивать:
• подогрев и деаэрацию турбинного конденсата во всех режимах с целью поддержания проектных норм содержания кислорода и двуокиси углерода в питательной воде;
• подвод питательной воды к парогенераторам в режимах НЗ и ННЗ;
• поддержание температуры натрия на выходе из парогенератора, давления или расхода питательной воды в парогенераторах в различных режимах работы энергоблока в соответствии с заданными параметрами;
• подачу питательной воды на регенеративный подогрев высокого давления;
• отсечение линии питательной воды в случае течи ПГ;
• впрыски быстродействующих редукционно-охладительных установок и прочих потребителей.

2.2.1. Предвключенный питательный насос
Предвключенные питательные насосы предназначены для подачи питательной воды из деаэратора во всасывающий коллектор главных питательных насосов. Количество насосов – 4.
Установлены электронасосные агрегаты фирмы «KSB» (Германия).
Насос центробежный, горизонтальный, секционный, в двухкорпусном исполнении, четырехступенчатый. Упорный и радиальный подшипники – подшипники качения. Система смазки – картерная. Осевое усилие, действующее на ротор, компенсируется разгрузочным поршнем. Концевые уплотнения вала насоса – торцевого типа.
Технические характеристики предвключенного питательного насоса приведены в таблице 15.

2.2.2. Главный питательный насос
Главные питательные насосы предназначены для подачи питательной воды из деаэратора (с подпоромпредвключенных питательных насосов) в парогенераторы. Количество насосов – 4.
Установлены электронасосные агрегаты фирмы «KSB » (Германия).
Насос центробежный, горизонтальный, секционный, в двухкорпусном исполнении, трехступенчатый. Упорный и радиальный подшипники – подшипники скольжения с самоустанавливающимися сегментами. Система смазки – принудительная от индивидуальной маслостанции. Насос с электродвигателем связаны через мультипликатор. Осевое усилие, действующее на ротор, компенсируется двойным разгрузочным поршнем. Концевые уплотнения вала насоса – торцевого типа.
Технические характеристики главного питательного насоса приведены в таблице 16.
Таблица 16.

Деаэратор
1,47 (15,00)
211,13 (-)
61,35
За ступенью №8 ЦВД
4
ПНД №5
1,01 (10,29)
180,3 (0,86)
161,89
За ступенью №9 ЦВД
5
ПНД №4
0,46 (4,64)
148,3 (5,42)
200,51
Выхлоп ЦВД
6
ПНД №3
0,12 (1,204)
125,07 (-)
76,87
За ступенью №2 каждого ЦНД
7
ПНД №2
0,052 (0,533)
82,42 (2,09)
89,91
За ступенью №3 каждого ЦНД
8
ПНД №1
0,02 (0,209)
60,58 (5,65)
113,55
За ступенью №4 каждого ЦНД
Турбина имеет валоповоротное устройство, автоматически включающимся в процессе останова турбины и отключающимся при ее пуске. ВПУ вращает вал турбоагрегата с частотой 0,017 с-1 (1 об/мин). Электродвигатель ВПУ – асинхронный, переменного тока частотой 50 Гц, N=30 кВт,U=380 В, n=735 об/мин.
Для уменьшения износа вкладышей подшипников при работе турбины на валоповороте и вращении турбины со скоростью вращения менее 1500 об/мин.

Узнайте сколько будет стоить выполнение вашей работы

   

Список использованной литературы

  1. 1. Абагян Л.П.,Базазянц Л.О., Бондаренко И.И. Групповые константы для расчета ядерных реакторов и защиты: Справочник. / - М.: Атомиздат, 1981.
  2. 2. Андрианов А.А., Воропаев А.И., Коровин Ю.А., Мурогов В.М.Ядерные технологии: история, состояние, перспективы: учебное пособие. - М: НИЯУ МИФИ. 2012 г. 180 с.
  3. 3. Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: учебное пособие. М.: МИФИ, 2008г. 128 с.
  4. 4. Бекман Н. И. «Ядерная индустрия / Курс лекций». - М.: МГУ. 2005. 867 с. [Электронный ресурс]. Режимдоступа: http://lib.wwer.ru/atomnaya-energiya/ядерная-индустрия-курс-лекций/. (Дата обращения – январь 2017).
  5. 5. Бельтюков А.И., Карпенко А.И. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: учебное пособие. В 2 ч. Ч. 1. - Екатеринбург: УрФУ, 2013. – 548 с.
  6. 6. Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Физический расчёт ядерного реактора на тепловых нейтронах: Учебное пособие. - Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2009.
  7. 7. Боровик А. С., Малышевский В.С., Янчевский С.Н. Будущее энергетики. Реакторы на быстрых нейтронахс замкнутым топливным циклом. - Ростов н/Д: Ростиздат, 2006. 128 с.
  8. 8. Глушков Е.С., Демин В.Е.. Тепловыделение в ядерном реакторе. –М: Энергоатомиздат, 1985. -160 с.
  9. 9. Колтик И.И.. Атомные электростанции и радиационная безопасность. Екатеринбург, 2001.
  10. 10. Кошелев Ф.П., Шаманин И.В.. Нейтронно - физический и теплогидравлический расчёт реактора на тепловых нейтронах: Учебное пособие. / - Томск: Изд. ТПУ, 1996.
  11. 11. Маргулова Т.Х.. Атомные электрические станции. Учебник для вузов 5 изд. М.:ИздАт, 1994.
  12. 12. Росатом. Начался физический пуск энергоблока БН-800. 2013 г. [Электронный ресурс].- Режим доступа: http://infoglaz.ru/?p=40001. (Дата обращения –февраль 2017).
  13. 13. Рыжкин В.Я.Тепловые электрические станции. Учебник для вузов. М.:Энергоиздат, 1991.
  14. 14. Стерман А.С. Тепловые и атомные электростанции». Учебник для вузов– М.:Энергоиздат, 1991.
4.17
zzzoxi
быстро и качественно выполню переводы и контрольные работы по немецкому языку. большой опыт перевода узкоспециализированных текстов, а также различных работ: решение задач, контрольных.