Вспомогательное оборудование реактора БН-800 IV-ого энергоблока Белоярской АЭС

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

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…». 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.

В данной выпускной квалификационной работе приведены расчеты основного и вспомогательного оборудования энергоблока БН-800, а также рассмотрено основное и вспомогательное оборудование энергоблока. Место защиты: Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования
«Уральский федеральный университет имени первого
Президента России Б.Н.Ельцина»
Уральский энергетический институт
Кафедра «Тепловые Электрические станции».
Оценка: отлично. Графическая часть не предоставляется.