Пример готовой дипломной работы по предмету: Теплоэнергетика и теплотехника
Содержание
Содержание
Реферат 3
Перечень графических материалов 4
Перечень сокращений, условных обозначений символов, единиц и терминов 5
Введение 8
1. Обоснование проекта 11
1.1. Выбор основного оборудования 12
1.1.1. Реактор БН-800 12
1.1.2. Активная зона 19
1.1.5. Баки буферные натриевые 35
1.2. Теплогидравлический расчет 36
1.2.1. Тепловой расчет 37
1.2.2. Гидравлический расчет 42
1.2.3. Прочностной расчет реактора 47
2. Выбор вспомогательного оборудования 50
2.1. Система вакуумирования конденсатора 50
2.1.1. Главные конденсаторы 50
2.1.2. Подъемные насосы эжекторов 51
2.2. Система питательной воды 52
2.2.1. Предвключенный питательный насос 53
2.2.2. Главный питательный насос 54
2.2.4. Деаэратор 55
2.2.5. БРОУ-Д 57
Заключение 58
Список использованных источников 59
Выдержка из текста
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,
2. 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…». Кроме того, «…основное направление утилизации избыточного оружейного плутония, как и плутония из облученного ядерного топлива, состоит в использовании смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов, которые составляют основу будущей крупномасштабной атомной энергетики…». Данная концепция атомной энергетики предусматривает введение в эксплуатацию реактора на быстрых нейтронах БН-800. С пуском такого типа реактора связанны надежды на замыкание ядерного топливного цикла на основе сжигания оружейного плутония смешанным с ураном МОКС-топливе. Производство такого топлива вскоре должно быть налажено, а в 2020 году возможна демонстрация замкнутого ядерного цикла. К этому времени может быть построена серия быстрых реакторов которая за счет модернизации активных зон позволит выбрать самый перспективный вариант реактора с коэффициентом воспроизводства нового топлива достаточным для развивающейся атомной энергетики.
Реактор типа БН-800 представляет собой двухцелыйреактор интегральной компоновки на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, и предназначен для выработки тепловой энергии, с целью последующего преобразования в электрическую энергию в составе энергоблока, и наработки вторичного ядерного топлива.
При разработке проекта использован опыт проектирования, изготовления, монтажа и эксплуатации отечественных реакторов на быстрых нейтронах БН-350, БН-600, других типов реакторов.
Корпус реактора, входящее в его состав оборудование и оборудование системы теплоотвода первого контура отнесены к первой категории сейсмостойкости по и рассчитаны на сейсмические воздействия ПЗ (проектное землетрясение) 6 баллов, МРЗ 7 баллов по шкале MSK-64.
Управление реактором во всех режимах эксплуатации, включая аварийные, обеспечивается системой управления и защиты реактора.
Система управления и защиты предназначена для:
• обеспечения безопасного протекания цепной ядерной реакции деления в активной зоне;
• управления реактивностью активной зоны реактора и мощностью реактора;
• контроля плотности нейтронного потока (мощности), времени удвоения мощности;
• перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания его в подкритическом состоянии;
• контроля положения органов управления во всех режимах работы реактора;
• экстренного автоматического снижения мощности на заданную величину при возникновении предаварийных ситуаций;
• поддержание параметров реактора в рамках эксплуатационных пределов при нормальной эксплуатации.
Список использованной литературы
Список использованных источников
1. Абагян Л.П.,Базазянц Л.О., Бондаренко И.И. Групповые константы для расчета ядерных реакторов и защиты: Справочник. / — М.: Атомиздат, 1981.
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. Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: учебное пособие. М.: МИФИ, 2008г. 128 с.
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. 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. 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. 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. Глушков Е.С., Демин В.Е.. Тепловыделение в ядерном реакторе. –М: Энергоатомиздат, 1985. -160 с.
9. Колтик И.И.. Атомные электростанции и радиационная безопасность. Екатеринбург, 2001.
10. Кошелев Ф.П., Шаманин И.В.. Нейтронно — физический и теплогидравлический расчёт реактора на тепловых нейтронах: Учебное пособие. / — Томск: Изд. ТПУ, 1996.
11. Маргулова Т.Х.. Атомные электрические станции. Учебник для вузов 5 изд. М.:ИздАт, 1994.
12. Росатом. Начался физический пуск энергоблока БН-800. 2013 г. [Электронный ресурс].
- Режим доступа: http://infoglaz.ru/?p=40001. (Дата обращения –февраль 2017).
13. Рыжкин В.Я.Тепловые электрические станции. Учебник для вузов. М.:Энергоиздат, 1991.
14. Стерман А.С. Тепловые и атомные электростанции». Учебник для вузов– М.:Энергоиздат, 1991.
15. «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» (ОАО «СПБАЭП») «БЕЛОЯРСКАЯ АЭС ЭНЕРГОБЛОК №
4. Окончательный отчет по обоснованию безопасности. Том
10. Книга
2. Раздел
10. Обращение с радиоактивными отходами. БЛ.4-0-0-000Б-ОО 1/10.2, ИЗМ.3 02.2013».
16. Ajay K. Misra. Overview of NASA Program on Development of Radioisotope Pow-er Systems with High Specific Power (англ.)// NASA/JPL: обзор. — SanDiego, California, июнь 2006. [Электронныйресурс].
- Режимдоступа: http://arc.aiaa.org/doi/abs/10.2514/6.2006-4187. (Дата обращения – январь 2017).
17. Mason Jiang. An Overview of Radioisotope Thermoelectric Generators. – Introduction to Nuclear Energy PH241 — Stanford University — Winter 2013. [Электронныйресурс].
Режим доступа: http://large.stanford.edu/courses/2013/ph241/jiang 1/ (Дата обращения – октябрь 2016).
18. World Nuclear Association 2015. Plutonium. [Электронныйресурс].
- Режим доступа: http://www.worldnuclear.org/info/nuclear-fuel-cycle/fuel-recycling/plutonium/ (Дата обращения – октябрь 2016).
