Четверг, 22.02.2018, 23:18
Газовые и паровые турбины ТЭС, ТЭЦ, АЭС
Приветствую Вас Гость | RSS
Главная | Техническая Библиотека | Регистрация | Вход

Меню сайта

Cветодиодное освещение

Категории каталога

Диплом [6]
Курсовой проект [15]
Реферат [6]


Мини-чат



Наш опрос

Требуется на сайте чат?
Всего ответов: 348




Главная » Файлы » Дипломы, Курсовые, Рефераты » Диплом

Дипломный проект. Реактор БРЕСТ-2400
[ ]Для загрузки документа. Зарегистрируйтесь!
08.04.2009, 01:21
Введение
Уважаемые члены Гос. Аттестационной Ком. Вашему вниманию предлагается дипл. проект, выполненный в соответствиис заданием на “Разработку РУ с быстрым реактором со свинц. Теплоносителем эл мощностью 2400МВт.”
В ходе выполнения проекта была выполнена компановка элементов, входящих в состав активной зоны реактора. В обосновании выбранной конструкции провелись нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты.
Исходными данными для проекта явились:
Концептуальный проект быстрого реактора со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-300) естественной безопасности для крупномасштабной ядерной энергетики
Отчет “Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-1200) мощностью 1200 МВт (эл) для крупномасштабной ядерной энергетики.
Назначение и состав
Реактор БРЕС-2400 предназначен для получения пара закритических параметров с целью использования его для выработки электроэнергии.
Реактор представляет собой парогенерирующий энергоблок бассейнового типа с полуинтегральной компоновкой основного оборудования, размещенного в двухслойной железобетонной шахте с внутренним металлическим лайнером. В первом контуре в качестве теплоносителя используется свинец требуемой чистоты, а во втором контуре – вода-пар закритических параметров.
В центральной емкости шахты устанавливается активная зона и внутриреакторное хранилище тепловыделяющих сборок.
В четырех периферийных цилиндрических емкостях размещаются блоки ПГ-ГЦН, в составе которых размещены парогенераторы (ПГ), главные циркуляционные насосы (ГЦН), фильтры, массообменники, каналы нормального и аварийного расхолаживания и др. оборудование.
Железобетонный корпус и шахта реактора имеют воздушное охлаждение.

Содержание:
Перечень сокращений
Введение
В.1. Основание для разработки
В.2. Обоснование концепции

1. Основные технические характеристики;

2. Описание конструкции и работы реактора;
2.1. Назначение и состав реактора;
2.2. Описание работы реактора;

3. Краткое описание элементов, входящих в состав реактора;
3.1. Активная зона
3.2. Блок ПГ-ГЦН.;
3.3. Канал нормального и аварийного расхолаживания
3.4. Фильтр
3.5. Массообменник
3.6. Парогенератор
3.7. Главный циркуляционный насос
3.8. Перегрузка ТВС и элементов активной зоны

4. Конструкция активной зоны и ее элементов;
4.1. Состав активной зоны и ее окружения;
4.2. Тепловыделяющая сборка
4.3. Периферийные органы регулирования и блоки отражателя
4.3.1. Аварийная защита
4.3.2. Компенсация реактивности
4.3.3. Автоматический регулятор
4.3.4. Перекомпенсатор реактивности
4.3.5. Блок отражателя
4.3.6. Устройство пассивной обратной связи

5 Нейтронно-физические характеристики реактора
5.1. Критерии физического проектирования активной зоны и методики расчетов
5.2. Описание компоновки и состава активной зоны
5.3. Методика физических расчетов.
5.4. Выборочные результаты расчета.

6. Теплогидравлические расчеты

6.1. Определение размеров активной зоны

6.2. Расчет максимально нагруженной ТВС центральной части активной зоны
6.2.1. Исходные данные
6.2.2. Расчет ячейки ТВС центральной части активной зоны
6.2.3. Расчет подогрева теплоносителя по высоте активной зоны
6.2.4. Расчет максимальной температуры в топливе в центральной части активной зоны
6.2.5. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении теплоносителя через центральную части активной зоны
6.2.5.1. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении через трубный пучок ценральной части активной зоны
6.2.5.2. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении через пучок твэлов в ценральной части активной зоны

6.3. Расчет максимально нагруженной ТВС средней части активной зоны
6.3.1. Исходные данные
6.3.2. Расчет ячейки ТВС средней части активной зоны
6.3.3. Расчет подогрева теплоносителя по высоте активной зоны
6.3.4. Расчет максимальной температуры в топливе в средней части активной зоны
6.3.5. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении теплоносителя через средную часть активной зоны
6.3.5.1. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении через трубный пучок средней части активной зоны
6.3.5.2. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении через пучок твэлов в средней части активной зоны

6.4. Расчет максимально нагруженной ТВС периферийной части активной зоны
6.4.1. Исходные данные
6.4.2. Расчет ячейки ТВС преферийной части активной зоны
6.4.3. Расчет подогрева теплоносителя по высоте активной зоны
6.4.4. Расчет максимальной температуры в топливе в периферифной части активной зоны
6.4.5. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении теплоносителя через периферийную часть активной зоны
6.4.5.1. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении через трубный пучок в периферийной части активной зоны
6.4.5.2. Определение перепада давления теплоносителя при прохождении через пучок твэлов в периферийной части активной зоны

6.5. Расчет потерь по контуру движения теплоносителя

6.6. Расчет уровня естественной циркуляции
6.6.1. Расчет гидравлических потерь по контуру при уровне мощности 5% от номинала
6.6.2. Расчет гидравлических потерь по контуру при уровне мощности 10% от номинала
6.6.3. Расчет гидравлических потерь по контуру при уровне мощности 50% от номинала
6.6.4. Определение движущего напора

6.7. Расчет ТВС центральной части на всплытие.

7. Технологическая часть
7.1. Введение
7.2. Укрупненная сборка реактора

8. Экологическая часть
8.1. Анализ проектируемой установки с точки зрения БЖД
8.2. Дополнительные меры, принятые для увеличения безопасности установки БРЕСТ-2400 в целях повышения надежности работы реактора в штатных режимах и аварийных ситуациях
8.3. Пределы и условия безопасной эксплуатации РУ БРЕСТ-2400
8.3.1. Условия безопасной эксплуатации
8.3.2. Пределы безопасной эксплуатации
8.3.3. Эксплуатационные пределы
8.3.4. Уставки срабатывания систем безопасности
8.4. Биологическая защита
8.5. Радиоактивные выбросы в аварии с разгерметизацией свинцового контура и здания реактора (МПА)
8.6. Анализ отдельных тяжелых аварий без срабатывания защиты
8.6.1. Перечень рассмотренных аварийных и штатных режимов
8.6.2. Классы аварий и исходные события
8.6.3. Ввод полного запаса реактивности (TOP WS)
8.6.4. Потеря принудительной циркуляции свинца (LOF WS)
8.6.5. Потеря стока тепла во второй контур (LOHS WS)
8.6.6. Захолаживание первого контура (OVC WS)
8.7. Выводы

9. Технико-экономические обоснования

9.1. Введение
9.2. Общие положения
9.3. Капиталовложения в строительство
9.4. Топливные затраты
9.5. Стоимость электроэнергии
9.6. Анализ чувствительности

Литература

Чертежи:
1. Реактор БРЕСТ-2400. Расположение элементов активной зоны. Последовательность сборки активной зоны (dwg)
2. Реактор БРЕСТ-2400. Чертеж общего вида (dwg)
3. Реактор БРЕСТ-2400. Чертеж ТВС (dwg)
4. Реактор БРЕСТ-2400. Чертеж. Активная зона (dwg)

Список литературы
1. Алексеев П. Н., Шаров Е. И. Алгоритм создания безопасного и экономичного энергетического реактора. В Трудах VII Всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов., М., ЦНИИатоминформ, 1991 г.
2. Концептуальный проект быстрого реактора со свинцовым теплоносителем     (БРЕСТ-300) естественной безопасности для крупномасштабной ядерной энергетики. Москва, Отчет НИКИЭТ, 1995 г., Инв.№880-4807 от.
3. М. П. Леончук, В. Я. Кумаев, Л. И. Дворцова. Расчет динамики температур и затвердевания свинцового теплоносителя в неработающем реакторе в процессах охлаждения за счет теплопотерь в окружающую среду. Отчет ФЭИ, 1991г.
4. М. П. Леончук, Э. Х. Пыльченков. Расчетно-теоретическое исследование гидродинамических и тепловых процессов в демонстрационном и опытном вариантах реактора БРЕСТ–300 в нормальных и аварийных режимах. Отчет ФЭИ, 1992 г.
5. Бученков А. В. Программа расчета тяжелых аварий в перспективных жидкометаллических реакторах с высоким уровнем естественной циркуляции теплоносителя. М., 1990, Отчет ИАЭ, Инв. № 014/1–884–90.
6. Международный семинар Быстрый реактор и топливный цикл     естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение. Москва, Минемтерство Российской Федерации по атомной энергии, 2000 г.
7. Технология машиностроения, под редакцией А. М. Дальского, Издательство МГТУ им. Баумана 1998 г.
8. П. Л. Кириллов, Ю. С, Юрьев, В. К. Бабков. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). Москва , энергоатомиздат 1984 г.
9. Б. А. Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. Москва, энергоатомиздат 1990 г.
10. И. Я. Емельянов, В. И. Михан, В. И. Солонин, Р. С. Демешев, Н. Ф. Рекшня. Конструирование ядерных реакторов. Москва , энергоатомиздат 1982 г.
11. Н. Г. Рассохин. Парогенераторные установки атомных электростанций. Москва, энергоатомиздат 1987 г.
Категория: Диплом | Добавил: turbin | Формат: doc, dwg
Просмотров: 3632 | Загрузок: 131 | Рейтинг: 0.0/0 |
Всего комментариев: 0

Добавлять комментарии могут только зарегистрированные пользователи.
[ Регистрация | Вход ]


Форма входа



Поиск



Реклама

Open

Статистика


Светодиодное освещение
Спутниковый Gps Трекер Спот
SPOT Satellite GPS Messenger


Онлайн всего: 2
Гостей: 2
Пользователей: 0


Copyright MyCorp © 2018