МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

Институт ЭНИН

Кафедра АТЭС

Курсовой проект

по дисциплине “Ядерные энергетические реакторы”

РЕАКТОР БН-800

ФЮРА. 693100. 002. ПЗ

(Подпись) (Дата) (Фамилия И.О.)

Студент гр.6170	___________	______	Захарченко Е.И.
	(Подпись)	(Дата)	(Фамилия И.О.)
Руководитель	___________	______	Беляев С. А.

Томск-201

Содержание

Задание………………………………………………………………………….....3

Введение………………………………………………………………………... 4

2. Оценка основных геометрических характеристик активной зоны………. 5

3. Определение общего расхода теплоносителя через реактор и распределения расходов через отдельные ТВС……………………….…….. 8

4. Предварительный вариантный теплогидравлический расчет…………..…11

5. Вариантные расчеты параметров размножающей среды для «холодного»

реактора на начало кампании…………………………………………………. 19

6. Расчёт изотопного состава и реактивности в зависимости от времени работы реактора……………………………………………………………….39

7. Оценка эффектов реактивности……………………………………………..55

8. Обоснование выбора варианта, удовлетворяющего требованиям

теплогидравлики и нейтронной физики…………………………….....…..…56

9.Оценка эффективности системы регулирования…………..……….…....57

10. Расчет распределения основных теплотехнических параметров

теплоносителя и материалов твэла по высоте а.з., оценка запасов до

критических значений определяющих параметров………………………...59

11. Определение потерь давления при движении теплоносителя в пределах

активной зоны……………………..…………………………………………...64

Вывод ………………………………………………………………………… ..67

Список литературы………………………………...…… ……………………….68

Введение

В данной расчетно-пояснительной записке представлен конструкторский расчет реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800. Использован многовариантный метод, который позволяет оптимальным образом подобрать геометрические и физические параметры для достижения наилучшего результата.

Конструктивно РБН относятся к корпусным реакторам, с интегральной компановкой оборудования первого контура, по спектру нейтронов – к быстрым, по материалам, обеспечивающим отвод тепла - к жидкометаллическим . В качестве топлива обычно используется относительно высоко обогащённый (21- 25 ) диоксид урана .

Физической особенностью этих реакторов является способность к интенсивной переработки сырьевых нуклидов топлива в новое горючее, этот процесс может носить характер расширенного воспроизводства.

Реактор БН-600 выполнен с интегральной компоновкой оборудования, при которой активная зона, ГЦН-1, промежуточные теплообменники, часть радиационной защиты и другое оборудование первого контура размещены в одном корпусе, заполненном теплоносителем (натрием). Использование интегральной компоновки позволяет сократить строительные объемы, исключить разветвлённую сеть трубопроводов 1-го контура (с радиоактивным натрием), работающих при высоких температурах и в условиях резких теплосмен. Все эти факторы положительно сказываются на безопасности реактора.

К реактору подключены три независимые параллельные петли, каждая из которых может обеспечивать выработку электроэнергии мощностью ~ 200 МВт.эл.

Натрий 1-го контура, проходя через активную зону реактора, нагревается с 380 C до 550 С и отдаёт тепло в промежуточных теплообменниках натрию 2-го контура, температура которого на входе в теплообменник составляет 328 С, а на выходе из теплообменника –518 С. Передача тепла от натрия 2-го контура к воде для производства пара в парогенераторах осуществляется по трём автономном петлям 2-го контура. Три парогенератора, каждый из которых состоит из 8-ми однотипных секций, обеспечивают паром ( Р=13.7 МПа, t=505 C ) три серийных турбогенератора мощностью по 200 МВт. эл. каждый.