Реактор на быстрых нейтронах БН-800

  • 01 нояб. 2010 г.
  • 9675 Слова
Реферат
Дипломная работа содержит 69 страниц, 5 рисунков, 11 таблиц, 10 чертежей.
В ходе выполнения работы были проведены геометрический, теплогидравлический и нейтронно-физический расчёты реактора на быстрых нейтронах БН-800. В результате расчетов определены размеры активной зоны, найдены физические величины и их временные зависимости, получены теплогидравлические характеристикиканала. Произведена оценка экономической эффективности данного проекта. Рассчитаны технико-экономические показатели работы АЭС. Было выполнено спецзадание по теме: «Внедрение топлива с профилированием обогащения по высоте"

Содержание
Список условных обозначений 6
Введение 7
1. Обоснование строительства 10
2. Выбор основного оборудования 14
3. Расчет реактора БН-800 17
3.1.Геометрический расчет 17
3.2. Геометрические характеристики ТВС 19
3.3. Теплогидравлический расчет 20
3.4. Объемные доли компонентов 28
3.5. Нейтронно-физический расчет 34
4. Ядерная безопасность 49
5. Спецзадание
5.1. Введение 51
5.2. Цели, преимущества и проблемы ( пути их решения)
связанные с использованием обогащенного топлива…….………… 53

5.3 Изменениенейтронно-физических характеристик активной

зоны в процессе загрузки опытной партии ЭТВС…………………... 55

5.4. Заключение………………………………………………………… 59
6. Оценка экономической эффективности инвестиционного проекта…..60
7. Охрана труда……………………………………………………………...64
Заключение…………………………………………………………………..68
Список литературы………………………………………………………….69
Приложения………………………………………………………………….70Приложение А. Характеристики основного оборудования …………….70
Приложение Б. Геометрический расчет …………………………...……..71
Приложение В. Теплогидравлический расчет …………………………...72
Приложение Г. Нейтронно-физический расчет ………………………….75
Приложение Д. Специальное задание ……………………………………78
Приложение Е. Оценка экономическая эффективность проекта ………83
Приложение З. The abstract………………………………………………..84Список условных обозначений
АЗ – активная зона;
АЭС – атомная электростанция;
АэПТ ( аэрозольное пожаротушение;
БЗ – боковая зона;
БР – быстрый реактор;
БЩУ – блочный щит управления;
ВТЗ – верхняя торцевая зона;
ГЦН – главный циркуляционный насос;
КГО – контроль герметичности оболочки;
КМПЦ – контур многократной принудительной циркуляции;
НТЗ – нижняя торцевая зона;
ООТиТБ – отделохраны труда и техники безопасности;
ПВК – паро-водяные коммуникации;
ПГ – парогенератор;
ПТО – промежуточный теплообменник;
РБМК – реактор большой мощности канальный;
СИЗ – средства индивидуальной защиты;
СУЗ – система управления и защиты;
ТВС – тепловыделяющая сборка;
ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент;
ТЗ – торцевая зона;
ТР – тепловой реактор;
ЯР – ядерный реактор;

Введение.
Работыпо созданию реакторов на быстрых нейтронах (БР) начались вскоре после появления первого реактора на тепловых нейтронах, когда стало ясно, что на основе реакторов БР можно осуществить расширенное воспроизводство делящихся материалов. Сейчас разработки реакторов БР и реакторов на тепловых нейтронах находятся на различных этапах. Если современное поколение энергетических, например водо-водяных,реакторов представлено серийными устройствами, которые находятся в стадии конструкторской доводки, то реакторы на быстрых нейтронах – пока лишь демонстрационные энергетические реакторы.
Такое положение объясняется несколькими причинами. Здесь и различие в технических проблемах, которые потребовалось решить в периоды освоения реакторов этих типов, и технико-экономические соображения, вытекающие из программыразвития ядерной энергетики в целом.
Главная особенность реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы U-238 и Th-232, которых в природе значительно больше, чем U-235 - основного горючего для...
tracking img