Министерство образования и науки Уральский государственный технический университет-упи Кафедра Молекулярной Физики

О Т Ч Е Т

по ознакомительной практике на Белоярской АЭС

Руководитель

по практике Некрасов К.А.

Руководитель

инженер 1 категории(физик) ЛУКТ Гиззатулин Х.Ф.

Студентка

Группа ФТ-43023 Леонтьева Е.В.

г. Заречный

2006 Г.

ВВЕДЕНИЕ

Энергетика является основой развития самых различных отраслей народного хозяйства. В данное время в России намечаются высокие темпы развития энергетики. До недавнего времени рост энергетических мощностей обеспечивался сооружением гидроэлектростанций (ГЭС) и электростанций, работающих на органическом топливе. Пуск в 1954 г. Первой АЭС положил начало эре ядерной энергетики. С тех пор ядерная энергия все более широко используется для производства электроэнергии.

Одним из успешных условий реализации планов использования ядерных ресурсов является создание энергетических быстрых реакторов. АЭС с реакторами этого типа позволяют вовлечь в топливный цикл практически весь природный уран и торий. Основным преимуществом таких реакторов по сравнению с другими типами является высокое значение (более 1) коэффициента воспроизводства (КВ) – отношения возникших ядер горючего к исчезнувшим. При захвате ядрами горючего (особенно ²³⁹Pu) быстрых нейтронов отношение количества делений к радиационному захвату выше, чем в случае нейтронов в тепловой и промежуточной областях. Кроме того, для быстрых нейтронов больше вероятность деления сырьевых материалов. Наконец, при делении топлива быстрыми нейтронами число вторичных нейтронов на акт деления больше, чем тепловыми. Поэтому в быстром реакторе коэффициент воспроизводства тем выше, чем жестче спектр нейтронов.

В природном уране 99,3% всего урана приходится на изотоп ²³⁸U. Захват этим изотопом нейтронов деления приводит к образованию нового горючего - ²³⁹Pu. Количество вновь образующегося изотопа зависит от типа реактора. В реакторах на тепловых нейтронах вторичного ядерного горючего образуется немного, в реакторах на быстрых нейтронах во вторичное горючее может быть превращено (и использовано) около половины всего ²³⁸U. Кроме того, быстрые нейтроны могут вызвать непосредственное деление примерно ¼ загруженного ²³⁸U. Следовательно, для быстрого реактора только 25% загруженного урана ²³⁸U окажется неиспользованными.

Образовавшийся ²³⁹Pu может быть использован как вторичное горючие в этом же реакторе или выгружен для последующего использования в других реакторах. Возможность применения в быстрых реакторах не только природного, но и отвального урана имеет огромное значение и указывает на их несомненную перспективность.

1.Краткое описание тепловой схемы энергоблока №3 баэс

Энергоблок №3 Белоярской АЭС представляет собой энергетический объект, источником тепла которого является реактор на быстрых нейтронах БН‑600 тепловой мощностью 1470 МВт. Передача тепла от реактора к турбинам энергоблока производится по трехконтурной схеме тремя автономными петлями:

I контур обеспечивает отвод тепла в реакторе;

II контур является промежуточным;

III контур обеспечивает выработку и подачу перегретого пара на турбины.

В качестве теплоносителя в I и II контурах используется натрий, в III контуре – вода-водяной пар.

Отвод тепла в реакторе осуществляется тремя петлями I контура (расход натрия через реактор  25000 т/ч). "Горячий" натрий, выходящий из активной зоны и зоны воспроизводства, поступает в верхнюю смесительную часть корпуса реактора и через промежутки в наборе труб внутрибаковой биологической защиты поступает на вход шести ПТО.

В ПТО натрий I контура проходит по межтрубному пространству сверху вниз и отдает тепло натрию II контура, поднимающемуся вверх по трубам. После ПТО охлажденный натрий I контура поступает в три сливные камеры, каждая из которых объединяет слив из двух ПТО-А,Б, а из сливных камер - на всас ГЦН‑1. Подача натрия на всас ГЦН‑1 осуществляется самотеком за счет превышения уровня натрия в баке реактора над уровнем натрия в баке ГЦН‑1 на величину гидравлических потерь по трассе реактор  ГЦН‑1.

От каждого ГЦН‑1 натрий I контура с расходом  8330 т/ч поступает в напорную камеру, где происходит его распределение по коллекторам на охлаждение сборок активной зоны, зоны воспроизводства и внутриреакторного хранилища, а также по дроссельным устройствам для охлаждения нейтронной подпорки, внутрибаковой биологической защиты, тепловых экранов и стенки корпуса. Поток натрия ( 1000 т/ч), охлаждающий стенки корпуса реактора, поступает на всас ГЦН‑1 помимо ПТО, а остальные потоки смешиваются в смесительной полости реактора. Общий объем натрия и аргона в реакторе составляет 820 м³ и 40 м³ соответственно (при температуре 550^оС), объем аргона в трубопроводах и баке компенсации объема (3БН‑1А) составляет  123 м³.

Отвод тепла от I контура осуществляется в ПТО-А,Б натрием II контура (расход натрия по петле II контура составляет  7300 т/ч). "Холодный" натрий II контура с помощью ГЦН‑2 подается в ПТО‑А,Б и по центральной опускной трубе поступает в нижний коллектор, проходит через выравнивающую решетку и раздается по теплообменным трубкам ПТО‑А,Б. После ПТО‑А,Б "горячий" натрий II контура поступает в раздающий коллектор ПГ, из которого поступает снизу-вверх в межтрубное пространство основных и промежуточных пароперегревательных модулей ПГ, а затем по переливным трубопроводам в межтрубное пространство испарительных модулей.

Охлажденный в ПГ натрий II контура поступает в "холодный" коллектор и ББН. Из ББН натрий II контура поступает во всасывающий коллектор ГЦН‑2 и далее в ПТО‑А,Б соответствующей петли. Давление натрия II контура в режиме нормальной эксплуатации всегда выше давления натрия в I контуре. Геометрическое расположение оборудования I и II контуров обеспечивает превышение статического давления столба жидкости II контура над I контуром и при заполненном II контуре исключает переток радиоактивного натрия I контура во II контур при нарушении межконтурной плотности ПТО‑А,Б какой-либо петли.

Для обеспечения контроля межконтурной плотности ПГ предусмотрены системы ИВА‑1, ИТИ, КАВ‑7.

Циркуляция среды по стороне III контура осуществляется по следующей схеме. Пар после ПГ при давлении 120130 кгс/см² и температуре 500505^оС по двум паропроводам острого пара подается в ЦВД турбины. Отработанный пар после ЦВД при давлении  28 кгс/см² и температуре 290300^оС поступает по двум паропроводам ХПП в промпароперегревательные модули ПГ, где нагревается до температуры 500505^оС, и по четырем паропроводам ГПП поступает в ЦСД, ЦНД турбины и сбрасывается в ОК турбины. Расход пара в ОК турбины составляет  500 т/ч. Из конденсатосборника ОК турбины конденсат с помощью насосов КНК подается на БОУ (предусмотрена 100%‑я очистка конденсата) и далее насосами КН конденсат подается в систему регенеративного подогрева.

Система регенеративного подогрева состоит из четырех подогревателей низкого давления (ПНД‑1,2,3,4), деаэратора (Д‑6) и трех подогревателей высокого давления (ПВД‑5,6,7). Греющий пар на ПНД, Д‑6 и ПВД поступает из нерегулируемых отборов турбины. Основной конденсат из ПНД‑4, нагретый до температуры ~ 153^оС, поступает в Д‑6, а затем, нагретый до температуры 161163^оС, поступает во всасывающий коллектор ПЭН. Питательные насосы подают питательную воду в ПВД, где она подогревается до температуры  240^оС и далее поступает в испарительные модули ПГ.